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Energía NuclearReactores Nucleares

ContenidosArtículos

Energía nuclear 1Reactor nuclear 31Central nuclear 36Escala Internacional de Accidentes Nucleares 43Accidente nuclear de Fukushima I 47Accidente de Chernóbil 57Accidente de Three Mile Island 75Reactor CANDU 80Magnox 85Reactor de agua a presión 89Reactor de agua en ebullición 94Reactor de sal fundida 98Reactor modular de lecho de bolas 102Reactor refrigerado por gas 103Reactor reproductor rápido 104UNGG 109Fisión nuclear 110Fusión nuclear 113Plutonio 116Isótopo 118Combustible nuclear 122Radiactividad 133Partícula alfa 141Periodo de semidesintegración 142Rayos gamma 144Radioisótopo 148Deuterio 149Agua pesada 151

ReferenciasFuentes y contribuyentes del artículo 153Fuentes de imagen, Licencias y contribuyentes 155

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Licencia 158

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Energía nuclear

Núcleo de un reactor nuclear de fisión de investigación TRIGA.Puede apreciarse la radiación Cherenkov, en azul.

Central nuclear de Ikata, con tres reactores de agua a presión (PWR).La refrigeración se realiza mediante un intercambio de agua con el

océano.

La energía nuclear o energía atómica es la energíaque se libera espontánea o artificialmente en lasreacciones nucleares. Sin embargo, este términoengloba otro significado, el aprovechamiento de dichaenergía para otros fines, tales como la obtención deenergía eléctrica, térmica y mecánica a partir dereacciones atómicas, y su aplicación, bien sea con finespacíficos o bélicos.[1] Así, es común referirse a laenergía nuclear no solo como el resultado de unareacción sino como un concepto más amplio queincluye los conocimientos y técnicas que permiten lautilización de esta energía por parte del ser humano.

Estas reacciones se dan en los núcleos de algunosisótopos de ciertos elementos químicos, siendo la másconocida la fisión del uranio-235 (235U), con la quefuncionan los reactores nucleares, y la más habitual enla naturaleza, en el interior de las estrellas, la fusión delpar deuterio-tritio (2H-3H). Sin embargo, para producireste tipo de energía aprovechando reacciones nuclearespueden ser utilizados muchos otros isótopos de varioselementos químicos, como el torio-232, elplutonio-239, el estroncio-90 o el polonio-210 (232Th,239Pu, 90Sr, 210Po; respectivamente).

Existen varias disciplinas y técnicas que usan de base laenergía nuclear y van desde la generación deelectricidad en las centrales nucleares hasta las técnicasde análisis de datación arqueológica (arqueometríanuclear), la medicina nuclear usada en los hospitales,etc.

Los dos sistemas más investigados y trabajados para la obtención de energía aprovechable a partir de la energíanuclear de forma masiva son la fisión nuclear y la fusión nuclear. La energía nuclear puede transformarse de formadescontrolada, dando lugar al armamento nuclear; o controlada en reactores nucleares en los que se produce energíaeléctrica, energía mecánica o energía térmica. Tanto los materiales usados como el diseño de las instalaciones soncompletamente diferentes en cada caso.

Otra técnica, empleada principalmente en pilas de mucha duración para sistemas que requieren poco

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Planta de energía nuclear Susquehanna, con dos reactores de agua enebullición (BWR). La refrigeración se realiza en circuito cerradomediante dos torres de refrigeración que emiten vapor de agua.

Central nuclear de Lemóniz (España) cuya puesta en marcha fueabandonada por la actividad terrorista de ETA

consumo eléctrico, es la utilización de generadorestermoeléctricos de radioisótopos (GTR, o RTG eninglés), en los que se aprovechan los distintos modos dedesintegración para generar electricidad en sistemas determopares a partir del calor transferido por una fuenteradiactiva.

La energía desprendida en esos procesos nuclearessuele aparecer en forma de partículas subatómicas enmovimiento. Esas partículas, al frenarse en la materiaque las rodea, producen energía térmica. Esta energíatérmica se transforma en energía mecánica utilizandomotores de combustión externa, como las turbinas devapor. Dicha energía mecánica puede ser empleada enel transporte, como por ejemplo en los buquesnucleares; o para la generación de energía eléctrica encentrales nucleares.

La principal característica de este tipo de energía es laalta calidad de la energía que puede producirse porunidad de masa de material utilizado en comparacióncon cualquier otro tipo de energía conocida por el serhumano, pero sorprende la poca eficiencia del proceso,ya que se desaprovecha entre un 86 y 92% de la energíaque se libera.[2]

Historia

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Las reacciones nucleares

Henri Becquerel.

En 1896 Henri Becquerel descubrió que algunos elementos químicosemitían radiaciones.[3] Tanto él como Marie Curie y otros estudiaronsus propiedades, descubriendo que estas radiaciones eran diferentes delos ya conocidos Rayos X y que poseían propiedades distintas,denominando a los tres tipos que consiguieron descubrir alfa, beta ygamma.

Pronto se vio que todas ellas provenían del núcleo atómico quedescribió Rutherford en 1911.

Con el descubrimiento del neutrino, partícula descrita teóricamente en1930 por Pauli pero no detectada hasta 1956 por Clyde Cowan y suscolaboradores, se pudo explicar la radiación beta.

En 1932 James Chadwick descubrió la existencia del neutrón queWolfgang Pauli había predicho en 1930, e inmediatamente despuésEnrico Fermi descubrió que ciertas radiaciones emitidas en fenómenosno muy comunes de desintegración eran en realidad estos neutrones.

Durante los años 1930, Enrico Fermi y sus colaboradores bombardearon con neutrones más de 60 elementos, entreellos 235U, produciendo las primeras fisiones nucleares artificiales. En 1938, en Alemania, Lise Meitner, Otto Hahny Fritz Strassmann verificaron los experimentos de Fermi y en 1939 demostraron que parte de los productos queaparecían al llevar a cabo estos experimentos con uranio eran núcleos de bario. Muy pronto llegaron a la conclusiónde que eran resultado de la división de los núcleos del uranio. Se había llevado a cabo el descubrimiento de la fisión.En Francia, Joliot Curie descubrió que además del bario, se emitían neutrones secundarios en esa reacción, haciendofactible la reacción en cadena.También en 1932 Mark Oliphant teorizó sobre la fusión de núcleos ligeros (de hidrógeno), describiendo pocodespués Hans Bethe el funcionamiento de las estrellas basándose en este mecanismo.Véanse también: Radiactividad, Fuerzas nucleares y procesos nucleares

La fisión nuclear

De izda. a dcha.: J. Robert Oppenheimer, Enrico Fermi y ErnestLawrence.

Durante la Segunda Guerra Mundial, el Departamentode Desarrollo de Armamento de la Alemania Nazidesarrolló un proyecto de energía nuclear (ProyectoUranio) con vistas a la producción de un artefactoexplosivo nuclear. Albert Einstein, en 1939, firmó unacarta al presidente Franklin Delano Roosevelt de losEstados Unidos, escrita por Leó Szilárd, en la que seprevenía sobre este hecho.[4]

El 2 de diciembre de 1942, como parte del proyectoManhattan dirigido por J. Robert Oppenheimer, seconstruyó el primer reactor del mundo hecho por el serhumano (existió un reactor natural en Oklo): el ChicagoPile-1 (CP-1).

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Como parte del mismo programa militar, se construyó un reactor mucho mayor en Hanford, destinado a laproducción de plutonio, y al mismo tiempo, un proyecto de enriquecimiento de uranio en cascada. El 16 de julio de1945 fue probada la primera bomba nuclear (nombre en clave Trinity) en el desierto de Alamogordo. En esta pruebase llevó a cabo una explosión equivalente a 19.000.000 de kg de TNT (19 kilotones), una potencia jamás observadaanteriormente en ningún otro explosivo. Ambos proyectos desarrollados finalizaron con la construcción de dosbombas, una de uranio enriquecido y una de plutonio (Little Boy y Fat Man) que fueron lanzadas sobre las ciudadesjaponesas de Hiroshima (6 de agosto de 1945) y Nagasaki (9 de agosto de 1945) respectivamente. El 15 de agosto de1945 acabó la segunda guerra mundial en el Pacífico con la rendición de Japón. Por su parte el programa dearmamento nuclear alemán (liderado este por Werner Heisenberg), no alcanzó su meta antes de la rendición deAlemania el 8 de mayo de 1945.Posteriormente se llevaron a cabo programas nucleares en la Unión Soviética (primera prueba de una bomba defisión el 29 de agosto de 1949), Francia y Gran Bretaña, comenzando la carrera armamentística en ambos bloquescreados tras la guerra, alcanzando límites de potencia destructiva nunca antes sospechada por el ser humano (cadabando podía derrotar y destruir varias veces a todos sus enemigos).Ya en la década de 1940, el almirante Hyman Rickover propuso la construcción de reactores de fisión noencaminados esta vez a la fabricación de material para bombas, sino a la generación de electricidad. Se pensó,acertadamente, que estos reactores podrían constituir un gran sustituto del diésel en los submarinos. Se construyó elprimer reactor de prueba en 1953, botando el primer submarino nuclear (el USS Nautilus (SSN-571)) el 17 de enerode 1955 a las 11:00. El Departamento de Defensa estadounidense propuso el diseño y construcción de un reactornuclear utilizable para la generación eléctrica y propulsión en los submarinos a dos empresas distintasnorteamericanas: General Electric y Westinghouse. Estas empresas desarrollaron los reactores de agua ligera tipoBWR y PWR respectivamente.Estos reactores se han utilizado para la propulsión de buques, tanto de uso militar (submarinos, cruceros,portaaviones,...) como civil (rompehielos y cargueros), donde presentan potencia, reducción del tamaño de losmotores, reducción en el almacenamiento de combustible y autonomía no mejorados por ninguna otra técnicaexistente.Los mismos diseños de reactores de fisión se trasladaron a diseños comerciales para la generación de electricidad.Los únicos cambios producidos en el diseño con el transcurso del tiempo fueron un aumento de las medidas deseguridad, una mayor eficiencia termodinámica, un aumento de potencia y el uso de las nuevas tecnologías quefueron apareciendo.Entre 1950 y 1960 Canadá desarrolló un nuevo tipo, basado en el PWR, que utilizaba agua pesada como moderadory uranio natural como combustible, en lugar del uranio enriquecido utilizado por los diseños de agua ligera. Otrosdiseños de reactores para su uso comercial utilizaron carbono (Magnox, AGR, RBMK o PBR entre otros) o salesfundidas (litio o berilio entre otros) como moderador. Este último tipo de reactor fue parte del diseño del primeravión bombardero (1954) con propulsión nuclear (el US Aircraft Reactor Experiment o ARE). Este diseño seabandonó tras el desarrollo de los misiles balísticos intercontinentales (ICBM).Otros países (Francia, Italia, entre otros) desarrollaron sus propios diseños de reactores nucleares para la generacióneléctrica comercial.En 1946 se construyó el primer reactor de neutrones rápidos (Clementine) en Los Álamos, con plutonio comocombustible y mercurio como refrigerante. En 1951 se construyó el EBR-I, el primer reactor rápido con el que seconsiguió generar electricidad. En 1996, el Superfénix o SPX, fue el reactor rápido de mayor potencia construidohasta el momento (1200 MWe). En este tipo de reactores se pueden utilizar como combustible los radioisótopos delplutonio, el torio y el uranio que no son fisibles con neutrones térmicos (lentos).En la década de los 50 Ernest Lawrence propuso la posibilidad de utilizar reactores nucleares con geometrías inferiores a la criticidad (reactores subcríticos cuyo combustible podría ser el torio), en los que la reacción sería soportada por un aporte externo de neutrones. En 1993 Carlo Rubbia propone utilizar una instalación de espalación

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en la que un acelerador de protones produjera los neutrones necesarios para mantener la instalación. A este tipo desistemas se les conoce como Sistemas asistidos por aceleradores (en inglés Accelerator driven systems, ADS sussiglas en inglés), y se prevé que la primera planta de este tipo (MYRRHA) comience su funcionamiento entre el2016 y el 2018 en el centro de Mol (Bélgica).[5]

La fusión nuclearHasta el principio del s.XX no se entendió la forma en que se generaba energía en el interior de las estrellas paracontrarrestar el colapso gravitatorio de estas. No existía reacción química con la potencia suficiente y la fisióntampoco era capaz. En 1938 Hans Bethe logró explicarlo mediante reacciones de fusión, con el ciclo CNO, paraestrellas muy pesadas. Posteriormente se descubrió el ciclo protón-protón para estrellas de menor masa, como el Sol.En los años 1940, como parte del proyecto Manhattan, se estudió la posibilidad del uso de la fusión en la bombanuclear. En 1942 se investigó la posibilidad del uso de una reacción de fisión como método de ignición para laprincipal reacción de fusión, sabiendo que podría resultar en una potencia miles de veces superior. Sin embargo, trasfinalizar la Segunda Guerra Mundial, el desarrollo de una bomba de estas características no fue consideradoprimordial hasta la explosión de la primera bomba atómica rusa en 1949, RDS-1 o Joe-1. Este evento provocó que en1950 el presidente estadounidense Harry S. Truman anunciara el comienzo de un proyecto que desarrollara la bombade hidrógeno. El 1 de noviembre de 1952 se probó la primera bomba nuclear (nombre en clave Mike, parte de laOperación Ivy o Hiedra), con una potencia equivalente a 10.400.000.000 de kg de TNT (10,4 megatones). El 12 deagosto de 1953 la Unión Soviética realiza su primera prueba con un artefacto termonuclear (su potencia alcanzóalgunos centenares de kilotones).Las condiciones que eran necesarias para alcanzar la ignición de un reactor de fusión controlado, sin embargo, nofueron derivadas hasta 1955 por John D. Lawson.[6] Los criterios de Lawson definieron las condiciones mínimasnecesarias de tiempo, densidad y temperatura que debía alcanzar el combustible nuclear (núcleos de hidrógeno) paraque la reacción de fusión se mantuviera. Sin embargo, ya en 1946 se patentó el primer diseño de reactortermonuclear.[7] En 1951 comenzó el programa de fusión de Estados Unidos, sobre la base del stellarator. En elmismo año comenzó en la Unión Soviética el desarrollo del primer Tokamak, dando lugar a sus primerosexperimentos en 1956. Este último diseño logró en 1968 la primera reacción termonuclear cuasi-estacionaria jamásconseguida, demostrándose que era el diseño más eficiente conseguido hasta la época. ITER, el diseño internacionalque tiene fecha de comienzo de sus operaciones en el año 2016 y que intentará resolver los problemas existentes paraconseguir un reactor de fusión de confinamiento magnético, utiliza este diseño.

Cápsula de combustible preparada para elreactor de fusión de confinamiento

inercial NIF, rellena de deuterio y tritio.

En 1962 se propuso otra técnica para alcanzar la fusión basada en el uso deláseres para conseguir una implosión en pequeñas cápsulas llenas decombustible nuclear (de nuevo núcleos de hidrógeno). Sin embargo hasta ladécada de los 70 no se desarrollaron láseres suficientemente potentes. Susinconvenientes prácticos hicieron de esta una opción secundaria para alcanzarel objetivo de un reactor de fusión. Sin embargo, debido a los tratadosinternacionales que prohibían la realización de ensayos nucleares en laatmósfera, esta opción (básicamente microexplosiones termonucleares) seconvirtió en un excelente laboratorio de ensayos para los militares, con lo queconsiguió financiación para su continuación. Así se han construido elNational Ignition Facility (NIF, con inicio de sus pruebas programadas para2010) estadounidense y el Láser Megajoule (LMJ, que será completado en el 2010) francés, que persiguen el mismoobjetivo de conseguir un dispositivo que consiga mantener la reacción de fusión a partir de este diseño. Ninguno delos proyectos de investigación actualmente en marcha predicen una ganancia de energía significativa, por lo que estáprevisto un proyecto posterior que pudiera dar lugar a los primeros reactores de fusión comerciales (DEMO para elconfinamiento magnético e HiPER para el confinamiento inercial).

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Otros sistemas de energía nuclearCon la invención de la pila química por Volta en 1800 se dio lugar a una forma compacta y portátil de generación deenergía. A partir de entonces fue incesante la búsqueda de sistemas que fueran aun menores y que tuvieran unamayor capacidad y duración. Este tipo de pilas, con pocas variaciones, han sido suficientes para muchas aplicacionesdiarias hasta nuestros tiempos. Sin embargo, en el siglo XX surgieron nuevas necesidades, a causa principalmente delos programas espaciales. Se precisaban entonces sistemas que tuvieran una duración elevada para consumoseléctricos moderados y un mantenimiento nulo. Surgieron varias soluciones (como los paneles solares o las célulasde combustible), pero según se incrementaban las necesidades energéticas y aparecían nuevos problemas (las placassolares son inútiles en ausencia de luz solar), se comenzó a estudiar la posibilidad de utilizar la energía nuclear enestos programas.A mediados de la década de los 50 comenzaron en Estados Unidos las primeras investigaciones encaminadas aestudiar las aplicaciones nucleares en el espacio. De estas surgieron los primeros prototipos de los generadorestermoeléctricos de radioisótopos (RTG). Estos dispositivos mostraron ser una alternativa sumamente interesantetanto en las aplicaciones espaciales como en aplicaciones terrestres específicas. En estos artefactos se aprovechan lasdesintegraciones alfa y beta, convirtiendo toda o gran parte de la energía cinética de las partículas emitidas por elnúcleo en calor. Este calor es después transformado en electricidad aprovechando el efecto Seebeck mediante unostermopares, consiguiendo eficiencias aceptables (entre un 5 y un 40% es lo habitual). Los radioisótoposhabitualmente utilizados son 210Po, 244Cm, 238Pu, 241Am, entre otros 30 que se consideraron útiles. Estosdispositivos consiguen capacidades de almacenamiento de energía 4 órdenes de magnitud superiores (10.000 vecesmayor) a las baterías convencionales.En 1959 se mostró al público el primer generador atómico.[8] En 1961 se lanzó al espacio el primer RTG, a bordodel SNAP 3. Esta batería nuclear, que alimentaba a un satélite de la armada norteamericana con una potencia de2,7 W, mantuvo su funcionamiento ininterrumpido durante 15 años.

RTG del New Horizons (en el centro abajo, en negro),misión no tripulada a Plutón. La sonda fue lanzada en

enero de 2006 y alcanzará su objetivo en julio de 2015.

Estos sistemas se han utilizado y se siguen usando en programasespaciales muy conocidos (Pioneer, Voyager, Galileo, Apolo yUlises entre otros). Así por ejemplo en 1972 y 1973 se lanzaronlos Pioneer 10 y 11, convirtiéndose el primero de ellos en elprimer objeto humano de la historia que abandonaba el sistemasolar. Ambos satélites continuaron funcionando hasta 17 añosdespués de sus lanzamientos.

La misión Ulises (misión conjunta ESA-NASA) se envió en 1990para estudiar el Sol, siendo la primera vez que un satélite cruzabaambos polos solares. Para poder hacerlo hubo que enviar el satéliteen una órbita alrededor de Júpiter. Debido a la duración del RTGque mantiene su funcionamiento se prolongó la misión de modoque se pudiera volver a realizar otro viaje alrededor del Sol.Aunque pareciera extraño que este satélite no usara paneles solaresen lugar de un RTG, puede entenderse al comparar sus pesos (unpanel de 544 kg generaba la misma potencia que un RTG de 56).En aquellos años no existía un cohete que pudiera enviar a suórbita al satélite con ese peso extra.

Estas baterías no solo proporcionan electricidad, sino que enalgunos casos, el propio calor generado se utiliza para evitar lacongelación de los satélites en viajes en los que el calor del Sol no

es suficiente, por ejemplo en viajes fuera del sistema solar o en misiones a los polos de la Luna.

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En 1966 se instaló el primer RTG terrestre en la isla deshabitada Fairway Rock, permaneciendo en funcionamientohasta 1995, momento en el que se desmanteló. Otros muchos faros situados en zonas inaccesibles cercanas a lospolos (sobre todo en la Unión Soviética), utilizaron estos sistemas. Se sabe que la Unión Soviética fabricó más de1000 unidades para estos usos.Una aplicación que se dio a estos sistemas fue su uso como marcapasos.[9] Hasta los 70 se usaba para estasaplicaciones baterías de mercurio-zinc, que tenían una duración de unos 3 años. En esta década se introdujeron lasbaterías nucleares para aumentar la longevidad de estos artefactos, posibilitando que un paciente joven tuvieraimplantado solo uno de estos artefactos para toda su vida. En los años 1960, la empresa Medtronic contactó conAlcatel para diseñar una batería nuclear, implantando el primer marcapasos alimentado con un RTG en un pacienteen 1970 en París. Varios fabricantes construyeron sus propios diseños, pero a mediados de esta década fuerondesplazados por las nuevas baterías de litio, que poseían vidas de unos 10 años (considerado suficiente por losmédicos aunque debiera sustituirse varias veces hasta la muerte del paciente). A mediados de los años 1980 sedetuvo el uso de estos implantes, aunque aún existen personas que siguen portando este tipo de dispositivos.

Fundamentos físicos

Representación del periodo desemidesintegración de los núcleos conocidos. En

el eje de abscisas se representa el número deprotones (Z) mientras que en el eje de ordenadas

el número de neutrones (N). Los isótoposmarcados en rojo son aquellos que pueden

considerarse estables.

Sir James Chadwick descubrió el neutrón en 1932, año que puedeconsiderarse como el inicio de la física nuclear moderna.[10]

El modelo de átomo propuesto por Niels Bohr consiste en un núcleocentral compuesto por partículas que concentran la práctica mayoría dela masa del átomo (neutrones y protones), rodeado por varias capas departículas cargadas casi sin masa (electrones). Mientras que el tamañodel átomo resulta ser del orden del angstrom (10-10 m), el núcleo puedemedirse en fermis (10-15 m), o sea, el núcleo es 100.000 veces menorque el átomo.

Todos los átomos neutros (sin carga eléctrica) poseen el mismonúmero de electrones que de protones. Un elemento químico se puedeidentificar de forma inequívoca por el número de protones que poseesu núcleo; este número se llama número atómico (Z). El número deneutrones (N) sin embargo puede variar para un mismo elemento. Paravalores bajos de Z ese número tiende a ser muy parecido al deprotones, pero al aumentar Z se necesitan más neutrones para mantenerla estabilidad del núcleo. A los átomos a los que solo les distingue elnúmero de neutrones en su núcleo (en definitiva, su masa), se les llamaisótopos de un mismo elemento. La masa atómica de un isótopo vienedada por u, el número de protones más el de neutrones (nucleones) que posee en su núcleo.

Para denominar un isótopo suele utilizarse la letra que indica el elemento químico, con un superíndice que es la masaatómica y un subíndice que es el número atómico (p. ej. el isótopo 238 del uranio se escribiría como ).

El núcleoLos neutrones y protones que forman los núcleos tienen una masa aproximada de 1 u, estando el protón cargado eléctricamente con carga positiva +1, mientras que el neutrón no posee carga eléctrica. Teniendo en cuenta únicamente la existencia de las fuerzas electromagnética y gravitatoria, el núcleo sería inestable (ya que las partículas de igual carga se repelerían deshaciendo el núcleo), haciendo imposible la existencia de la materia. Por este motivo (ya que es obvio que la materia existe) fue necesario añadir a los modelos una tercera fuerza: la fuerza fuerte (hoy en día fuerza nuclear fuerte residual). Esta fuerza debía tener como características, entre otras, que era

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muy intensa, atractiva a distancias muy cortas (solo en el interior de los núcleos), siendo repulsiva a distancias máscortas (del tamaño de un nucleón), que era central en cierto rango de distancias, que dependía del espín y que nodependía del tipo de nucleón (neutrones o protones) sobre el que actuaba. En 1935, Hideki Yukawa dio una primerasolución a esta nueva fuerza estableciendo la hipótesis de la existencia de una nueva partícula: el mesón. El másligero de los mesones, el pion, es el responsable de la mayor parte del potencial entre nucleones de largo alcance (1fm). El potencial de Yukawa (potencial OPEP) que describe adecuadamente la interacción para dos partículas deespines y respectivamente, se puede escribir como:

Otros experimentos que se realizaron sobre los núcleos indicaron que su forma debía de ser aproximadamenteesférica de radio fm, siendo A la masa atómica, es decir, la suma de neutrones y protones. Estoexige además que la densidad de los núcleos sea la misma ( , es decir el volumen es proporcional a A.

Como la densidad se halla dividiendo la masa por el volumen ). Esta característica llevó a la

equiparación de los núcleos con un líquido, y por tanto al modelo de la gota líquida, fundamental en la comprensiónde la fisión de los núcleos.

Energía de ligadura media por nucleón de los distintos elementos atómicos en función desu masa atómica.

La masa de un núcleo, sin embargo, noresulta exactamente de la suma de susnucleones. Tal y como demostróAlbert Einstein, la energía quemantiene unidos a esos nucleones seobserva como una diferencia en lamasa del núcleo, de forma que esadiferencia viene dada por la ecuación

. Así, pesando losdistintos átomos por una parte, y suscomponentes por otra, puededeterminarse la energía media pornucleón que mantiene unidos a losdiferentes núcleos.

En la gráfica puede contemplarse comolos núcleos muy ligeros poseen menosenergía de ligadura que los que son un poquito más pesados (la parte izquierda de la gráfica). Esta característica es labase de la liberación de la energía en la fusión. Y al contrario, en la parte de la derecha se ve que los muy pesadostienen menor energía de ligadura que los que son algo más ligeros. Esta es la base de la emisión de energía porfisión. Como se ve, es mucho mayor la diferencia en la parte de la izquierda (fusión) que en la de la derecha (fisión).

Véanse también: neutrón y protón

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Fisión

Distribución típica de las masas de los productos defisión. La gráfica representa el caso del uranio 235.

Fermi, tras el descubrimiento del neutrón, realizó una serie deexperimentos en los que bombardeaba distintos núcleos con estasnuevas partículas. En estos experimentos observó que cuandoutilizaba neutrones de energías bajas, en ocasiones el neutrón eraabsorbido emitiéndose fotones.

Para averiguar el comportamiento de esta reacción repitió elexperimento sistemáticamente en todos los elementos de la tablaperiódica. Así descubrió nuevos elementos radiactivos, pero alllegar al uranio obtuvo resultados distintos. Lise Meitner, OttoHahn y Fritz Strassmann consiguieron explicar el nuevo fenómenoal suponer que el núcleo de uranio al capturar el neutrón seescindía en dos partes de masas aproximadamente iguales. Dehecho detectaron bario, de masa aproximadamente la mitad que ladel uranio. Posteriormente se averiguo que esa escisión (o fisión) no se daba en todos los isótopos del uranio, sinosolo en el 235U. Y más tarde aun se supo que esa escisión podía dar lugar a muchísimos elementos distintos, cuyadistribución de aparición es muy típica (similar a la doble joroba de un camello).

Esquema del fenómeno de la fisión del 235U. Un neutrón de bajavelocidad (térmico) impacta en un núcleo de uranio

desestabilizándolo. Este se divide en dos partes y además emiteuna media de 2.5 neutrones por fisión.

En la fisión de un núcleo de uranio, no solo aparecen dosnúcleos más ligeros resultado de la división del de uranio,sino que además se emiten 2 o 3 (en promedio 2,5 en elcaso del 235U) neutrones a una alta velocidad (energía).Como el uranio es un núcleo pesado no se cumple larelación N=Z (igual número de protones que de neutrones)que sí se cumple para los elementos más ligeros, por loque los productos de la fisión poseen un exceso deneutrones. Este exceso de neutrones hace inestables(radiactivos) a esos productos de fisión, que alcanzan laestabilidad al desintegrarse los neutrones excedentes pordesintegración beta generalmente. La fisión del 235Upuede producirse en más de 40 formas diferentes,originándose por tanto más de 80 productos de fisióndistintos, que a su vez se desintegran formando cadenas dedesintegración, por lo que finalmente aparecen cerca de200 elementos a partir de la fisión del uranio.

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La energía desprendida en la fisión de cada núcleo de 235U es en promedio de 200 MeV. Los minerales explotadospara la extracción del uranio suelen poseer contenidos de alrededor de 1 gramo de uranio por kg de mineral (lapechblenda por ejemplo). Como el contenido de 235U en el uranio natural es de un 0,7%, se obtiene que por cada kgde mineral extraído tendríamos átomos de 235U. Si fisionamos todos esos átomos (1 gramo de uranio)obtendríamos una energía liberada de por gramo. En comparación, por lacombustión de 1 kg de carbón de la mejor calidad (antracita) se obtiene una energía de unos , es decir, senecesitan más de 10 toneladas de antracita (el tipo de carbón con mayor poder calorífico) para obtener la mismaenergía contenida en 1 kg de uranio natural.La aparición de los 2,5 neutrones por cada fisión posibilita la idea de llevar a cabo una reacción en cadena, si se lograhacer que de esos 2,5 al menos un neutrón consiga fisionar un nuevo núcleo de uranio. La idea de la reacción encadena es habitual en otros procesos químicos. Los neutrones emitidos por la fisión no son útiles inmediatamente,sino que hay que frenarlos (moderarlos) hasta una velocidad adecuada. Esto se consigue rodeando los átomos porotro elemento con un Z pequeño, como por ejemplo hidrógeno, carbono o litio, material denominado moderador.Otros átomos que pueden fisionar con neutrones lentos son el 233U o el 239Pu. Sin embargo también es posible lafisión con neutrones rápidos (de energías altas), como por ejemplo el 238U (140 veces más abundante que el 235U) oel 232Th (400 veces más abundante que el 235U).La teoría elemental de la fisión la proporcionaron Bohr y Wheeler, utilizando un modelo según el cual los núcleos delos átomos se comportan como gotas líquidas.La fisión se puede conseguir también mediante partículas alfa, protones o deuterones.

Fusión

Proceso de fusión entre un núcleo de deuterio y uno de tritio. Es laopción más adecuada para ser llevada a cabo en un reactor nuclear de

fusión.

Así como la fisión es un fenómeno que aparece en lacorteza terrestre de forma natural (si bien con unafrecuencia pequeña), la fusión es absolutamenteartificial en nuestro entorno. Sin embargo, esta energíaposee ventajas con respecto a la fisión. Por un lado elcombustible es abundante y fácil de conseguir, y porotro, sus productos son elementos estables y ligeros.En la fusión, al contrario que en la fisión donde sedividen los núcleos, la reacción consiste en la unión dedos o más núcleos ligeros. Esta unión da lugar a unnúcleo más pesado que los usados inicialmente y aneutrones. La fusión se consiguió antes incluso decomprender completamente las condiciones que senecesitaban, limitándose a conseguir condicionesextremas de presión y temperatura usando una bombade fisión. Pero no es hasta que Lawson define unoscriterios de tiempo, densidad y temperatura mínimos[6]

cuando se comienza a comprender el funcionamientode la fusión.

Aunque en las estrellas la fusión se da entre unavariedad de elementos químicos, el elemento con el que es más sencillo alcanzarla es el hidrógeno. El hidrógenoposee tres isótopos: el hidrógeno común ( ), el deuterio ( ) y el tritio ( ). Esto es así porque la fusión

requiere que se venza la repulsión electrostática que experimentan los núcleos al unirse, por lo que a menor carga eléctrica, menor será esta. Además, a mayor cantidad de neutrones, más pesado será el núcleo resultante (más arriba

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estaremos en la gráfica de las energías de ligadura), con lo que mayor será la energía liberada en la reacción.Una reacción particularmente interesante es la fusión de deuterio y tritio:

En esta reacción se liberan 17,6 MeV por fusión, más que en el resto de combinaciones con isótopos de hidrógeno.Además esta reacción proporciona un neutrón muy energético que puede aprovecharse para generar combustibleadicional para reacciones posteriores de fusión, utilizando litio, por ejemplo. La energía liberada por gramo con estareacción es casi 1.000 veces mayor que la lograda en la fisión de 1 gramo de uranio natural (unas 7 veces superior sifuera un gramo de 235U puro).Para vencer la repulsión electrostática, es necesario que los núcleos a fusionar alcancen una energía cinética deaproximadamente 10 keV. Esta energía se obtiene mediante un intenso calentamiento (igual que en las estrellas,donde se alcanzan temperaturas de 108 K), que implica un movimiento de los átomos igual de intenso. Además deesa velocidad para vencer la repulsión electrostática, la probabilidad de que se produzca la fusión debe ser elevadapara que la reacción suceda. Esto implica que se deben poseer suficientes átomos con energía suficiente durante untiempo mínimo. El criterio de Lawson define que el producto entre la densidad de núcleos con esa energía por eltiempo durante el que deben permanecer en ese estado debe ser .Los dos métodos en desarrollo para aprovechar de forma útil la energía desprendida en esta reacción son elconfinamiento magnético y el confinamiento inercial (con fotones que provienen de láser o partículas que provienende aceleradores).

Desintegración alfa

Representación de laemisión de una partícula

alfa por un núcleo.

Esta reacción es una forma de fisión espontánea, en la que un núcleo pesado emite unapartícula alfa (α) con una energía típica de unos 5 MeV. Una partícula α es un núcleo dehelio, constituido por dos protones y dos neutrones. En su emisión el núcleo cambia, porlo que el elemento químico que sufre este tipo de desintegración muta en otro distinto.Una reacción natural típica es la siguiente:

En la que un átomo de 238U se transforma en otro de 234Th.Fue en 1928 cuando George Gamow dio una explicación teórica a la emisión de estas partículas. Para ello supusoque la partícula alfa convivía en el interior del núcleo con el resto de los nucleones, de una forma casi independiente.Por efecto túnel en algunas ocasiones esas partículas superan el pozo de potencial que crea el núcleo, separándose deél a una velocidad de un 5% la velocidad de la luz.

Desintegración beta

Energía nuclear 12

Representación de unapartícula beta emitida por

un núcleo.

Existen dos modos de desintegración beta. En el tipo β− la fuerza débil convierte unneutrón (n0) en un protón (p+) y al mismo tiempo emite un electrón (e−) y unantineutrino ( ):

.En el tipo β+ un protón se transforma en un neutrón emitiendo un positrón (e+) y un neutrino ( ):

.Sin embargo, este último modo no se presenta de forma aislada, sino que necesita un aporte de energía.La desintegración beta hace cambiar al elemento químico que la sufre. Por ejemplo, en la desintegración β− elelemento se transforma en otro con un protón (y un electrón) más. Así en la desintegración del 137Cs por β−;

En 1934, Enrico Fermi consiguió crear un modelo de esta desintegración que respondía correctamente a sufenomenología.Véase también: neutrino

Véase también: captura electrónica

Tecnología nuclear

Armas nuclearesUn arma es todo instrumento, medio o máquina que se destina a atacar o a defenderse.[11] Según tal definición,existen dos categorías de armas nucleares:1. Aquellas que utilizan la energía nuclear de forma directa para el ataque o la defensa, es decir, los explosivos que

usan la fisión o la fusión.2. Aquellas que utilizan la energía nuclear para su propulsión, pudiendo a su vez utilizar o no munición que utilice

la energía nuclear para su detonación. En esta categoría se pueden citar los buques de guerra de propulsiónnuclear (cruceros, portaaviones, submarinos, bombarderos, etc.).

Véanse también: Arma nuclear y propulsión nuclear

Energía nuclear 13

Bomba atómica

Existen dos formas básicas de utilizar la energía nuclear desprendida por reacciones en cadena descontroladas deforma explosiva: la fisión y la fusión.Bomba de fisión

Métodos utilizados para crear una masacrítica del elemento físil empleado en la

bomba de fisión.

El 16 de julio de 1945 se produjo la primera explosión de una bomba defisión creada por el ser humano: La Prueba Trinity.

Existen dos tipos básicos de bombas de fisión: utilizando uranio altamenteenriquecido (enriquecimiento superior al 90% en 235U) o utilizando plutonio.Ambos tipos se fundamentan en una reacción de fisión en cadenadescontrolada y solo se han empleado en un ataque real en Hiroshima yNagasaki, al final de la Segunda Guerra Mundial.

Para que este tipo de bombas funcionen es necesario utilizar una cantidad delelemento utilizado superior a la Masa crítica. Suponiendo una riqueza en elelemento del 100%, eso suponen 52 kg de 235U o 10 kg de 239Pu. Para sufuncionamiento se crean 2 o más partes subcríticas que se unen mediante unexplosivo químico convencional de forma que se supere la masa crítica.

Los dos problemas básicos que se debieron resolver para crear este tipo debombas fueron:

• Generar suficiente cantidad del elemento físil a utilizar, ya sea uranio enriquecido o plutonio puro.• Alcanzar un diseño en el que el material utilizado en la bomba no sea destruido por la primera explosión antes de

alcanzar la criticidad.El rango de potencia de estas bombas se sitúa entre aproximadamente el equivalente a una tonelada de TNT hasta los500.000 kilotones.Bomba de fusión

Diseño básico Teller-Ullam

Tras el primer ensayo exitoso de una bomba de fisión por la Unión Soviéticaen 1949 se desarrolló una segunda generación de bombas nucleares queutilizaban la fusión. Se la llamó bomba termonuclear, bomba H o bomba dehidrógeno. Este tipo de bomba no se ha utilizado nunca contra ningúnobjetivo real. El llamado diseño Teller-Ullam (o secreto de la bomba H)separa ambas explosiones en dos fases.

Este tipo de bombas pueden ser miles de veces más potentes que las de fisión.En teoría no existe un límite a la potencia de estas bombas, siendo la demayor potencia explotada la bomba del Zar, de una potencia superior a los 50megatones.

Las bombas de hidrógeno utilizan una bomba primaria de fisión que generalas condiciones de presión y temperatura necesarias para comenzar lareacción de fusión de núcleos de hidrógeno. Los únicos productos radiactivosque generan estas bombas son los producidos en la explosión primaria defisión, por lo que a veces se le ha llamado bomba nuclear limpia. El extremode esta característica son las llamadas bombas de neutrones o bomba N, queminimizan la bomba de fisión primaria, logrando un mínimo de productos defisión. Estas bombas además se diseñaron de tal modo que la mayor cantidad

Energía nuclear 14

de energía liberada sea en forma de neutrones, con lo que su potencia explosiva es la décima parte que una bomba defisión. Fueron concebidas como armas anti-tanque, ya que al penetrar los neutrones en el interior de los mismos,matan a sus ocupantes por las radiaciones.Véase también: Proceso Teller-Ulam

Buques militares de propulsión nuclear

Durante la segunda guerra mundial se comprobó que el submarino podía ser un arma decisiva, pero poseía un graveproblema a resolver: su necesidad de emerger tras cortos períodos para obtener aire para la combustión del diésel enque se basaban sus motores (la invención del snorkel mejoró algo el problema, pero no lo solucionó). El AlmiranteHyman G. Rickover fue el primero que pensó que la energía nuclear podría ayudar con este problema.

USS Enterprise (CVN-65) junto con otros buques deapoyo de propulsión nuclear (un crucero y un

destructor) en el Mediterráneo. La tripulación forma ensu cubierta la famosa fórmula de Einstein E=mc² sobre

la equivalencia masa-energía.

Los desarrollos de los reactores nucleares permitieron un nuevotipo de motor con ventajas fundamentales:

1. No precisa aire para el funcionamiento del motor, ya que no sebasa en la combustión.

2. Una pequeña masa de combustible nuclear permite unaautonomía de varios meses (años incluso) sin repostar. Porejemplo, los submarinos de Estados Unidos no necesitanrepostar durante toda su vida útil.

3. Un empuje que ningún otro motor puede equiparar, con lo quepudieron construirse submarinos mucho más grandes que losexistentes hasta el momento. El mayor submarino construidohasta la fecha son los de la clase Akula rusos (desplazamientode 48 mil toneladas, 175 m de longitud).

Estas ventajas condujeron a buques que alcanzan velocidades demás de 25 nudos, que pueden permanecer semanas en inmersión profunda y que además pueden almacenar enormescantidades de munición (nuclear o convencional) en sus bodegas. De hecho las armadas de Estados Unidos, Franciay el Reino Unido sólo poseen submarinos que utilizan este sistema de propulsión.

En los submarinos se han utilizado reactores de agua a presión, de agua en ebullición o de sales fundidas. Paraconseguir reducir el peso del combustible en estos reactores se usa uranio con altos grados de enriquecimiento (del30 al 40% en los rusos o del 96% en los estadounidenses). Estos reactores presentan la ventaja de que no esnecesario (aunque sí es posible) convertir el vapor generado por el calor en electricidad, sino que puede utilizarse deforma directa sobre una turbina que proporciona el movimiento a las hélices que impulsan el buque, mejorandonotablemente el rendimiento.Se han construido una gran variedad de buques militares que usan motores nucleares y que, en algunos casos, portana su vez misiles de medio o largo alcance con cabezas nucleares:• Cruceros. Como el USS Long Beach (CGN-9), 2 reactores nucleares integrados tipo C1W.• Destructores. Como el USS Bainbridge (CGN-25) fue el buque de propulsión nuclear más pequeño jamás

construido, usa 2 reactores nucleares integrados tipo D2G.• Portaaviones. El más representativo es el USS Enterprise (CVN-65), construido en 1961 y aún operativo, que

utiliza para su propulsión 8 reactores nucleares tipo A2W.• Submarinos balísticos. Utilizan la energía nuclear como propulsión y misiles de medio o largo alcance como

armamento. La clase Akula son de este tipo, utilizando 2 reactores nucleares tipo OK-650 y portando además deotro armamento convencional 20 misiles nucleares RSM-52, cada uno con 10 cabezas nucleares de 200 kilotonescada una.

• Submarinos de ataque. Como el USS Seawolf (SSN-21) de la clase Seawolf que usa un reactor nuclear integradoPWR tipo S6W. Alcanza una velocidad de 30 nudos.

Energía nuclear 15

Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia, China y Francia poseen buques de propulsión nuclear.Véase también: Propulsión nuclear marina

Aviones militares de propulsión nuclear

Tanto Estados Unidos como la Unión Soviética se plantearon la creación de una flota de bombarderos de propulsiónnuclear. De este modo se pretendía mantenerlos cargados con cabezas nucleares y volando de forma permanentecerca de los objetivos prefijados. Con el desarrollo del Misil balístico intercontinental (ICBM) a finales de los 50,más rápidos y baratos, sin necesidad de pilotos y prácticamente invulnerables, se abandonaron todos los proyectos.Los proyectos experimentales fueron:• Convair X-6. Proyecto estadounidense a partir de un bombardero B-36. Llegó a tener un prototipo (el NB-36H)

que realizó 47 vuelos de prueba de 1955 a 1957, año en el que se abandonó el proyecto. Se utilizó un reactor defisión de 3 MW refrigerado con aire que solo entró en funcionamiento para las pruebas de los blindajes, nuncapropulsando el avión.

• Tupolev Tu-119. Proyecto soviético a partir de un bombardero Tupolev Tu-95. Tampoco pasó de la etapa depruebas.

Véanse también: Guerra Fría#Carrera Armamentista, Estrategia de las armas nucleares, Escudo Antimisiles yTratado de No Proliferación Nuclear

Propulsión nuclear civilLa energía nuclear se utiliza desde los años 50 como sistema para dar empuje (propulsar) distintos sistemas, desdelos submarinos (el primero que utilizó la energía nuclear), hasta naves espaciales en desarrollo en este momento.Véase también: Propulsión nuclear

Buques nucleares civiles

El NS Savannah, el primer buque nuclearde mercancías y pasajeros jamásconstruido, fue botado en 1962 y

desguazado 8 años más tarde por suinviabilidad económica.

Tras el desarrollo de los buques de propulsión nuclear de uso militar se hizopronto patente que existían ciertas situaciones en las que sus característicaspodían ser trasladadas a la navegación civil.Se han construido cargueros y rompehielos que usan reactores nuclearescomo motor.

El primer buque nuclear de carga y pasajeros fue el NS Savannah, botado en1962. Solo se construyeron otros 3 buques de carga y pasajeros: El Mutsujaponés, el Otto Hahn alemán y el Sevmorput ruso. El Sevmorput (acrónimode 'Severnii Morskoi Put'), botado en 1988 y dotado con un reactor nucleartipo KLT-40 de 135 MW, sigue en activo hoy en día transitando la ruta delmar del norte.

Rusia ha construido 9 rompehielos nucleares desde 1959 hasta 2007,realizando recorridos turísticos, viajando hacia el polo norte, desde 1989. Elcoste de uno de sus viajes es de 25.000 dólares por un viaje de 3 semanas.

Véase también: Propulsión nuclear marina

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Propulsión aeroespacial

Recreación artística del Proyecto Orión.

Aunque existen varias opciones que pueden utilizar la energía nuclear parapropulsar cohetes espaciales, solo algunas han alcanzado niveles de diseñoavanzados.El cohete termonuclear, por ejemplo, utiliza hidrógeno recalentado en unreactor nuclear de alta temperatura, consiguiendo empujes al menos dos vecessuperiores a los cohetes químicos. Este tipo de cohetes se probaron porprimera vez en 1959 (el Kiwi 1), dentro del Proyecto Nerva, cancelado en1972. En 1990 se relanzó el proyecto bajo las siglas SNTP (Space NuclearThermal Propulsión) dentro del proyecto para un viaje tripulado a Marte en2019. En 2003 comenzó con el nombre de Proyecto Prometeo. Otra de las

posibilidades contempladas es el uso de un reactor nuclear que alimente a un propulsor iónico (el Nuclear ElectricXenon Ion System o 'NEXIS').

El Proyecto Orión[12] fue un proyecto ideado por Stanisław Ulam en 1947, que comenzó en 1958 en la empresaGeneral Atomics. Su propósito era la realización de viajes interplanetarios de forma barata a una velocidad de un10% de c. Para ello utilizaba un método denominado propulsión nuclear pulsada (External Pulsed Plasma Propulsiónes su denominación oficial en inglés). El proyecto fue abandonado en 1963, pero el mismo diseño se ha utilizadocomo base en el Proyecto Dédalo[13] británico con motor de fusión, el Proyecto Longshot[14] americano con motorde fisión acoplado a un motor de fusión inercial o el Proyecto Medusa.También se ha propuesto el uso de RTG como fuente para un cohete de radioisótopos.[15]

Automóvil nuclear

La única propuesta conocida es el diseño conceptual lanzado por Ford en 1958: el Ford Nucleon.[16] Nunca fueconstruido un modelo operacional. En su diseño se proponía el uso de un pequeño reactor de fisión que podíaproporcionar una autonomía de más de 8.000 km. Un prototipo del coche se mantiene en el museo Henry Ford.Una opción, incluida en las alternativas al petróleo, es el uso del hidrógeno en células de combustible comocombustible para vehículos de hidrógeno. Se está investigando en este caso el uso de la energía nuclear para lageneración del hidrógeno necesario mediante reacciones termoquímicas o de electrólisis con vapor a altatemperatura.[17] [18]

Véanse también: Ford Nucleon y Célula de combustible

Generación de electricidadProbablemente, la aplicación práctica más conocida de la energía nuclear es la generación de energía eléctrica parasu uso civil, en particular mediante la fisión de uranio enriquecido. Para ello se utilizan reactores en los que se hacefisionar o fusionar un combustible. El funcionamiento básico de este tipo de instalaciones industriales es similar acualquier otra central térmica, sin embargo poseen características especiales con respecto a las que usancombustibles fósiles:• Se necesitan medidas de seguridad y control mucho más estrictas. En el caso de los reactores de cuarta generación

estas medidas podrían ser menores,[19] mientras que en la fusión se espera que no sean necesarias.[20]

• La cantidad de combustible necesario anualmente en estas instalaciones es varios órdenes de magnitud inferior alque precisan las térmicas convencionales.

• Las emisiones directas de C02 y NOx en la generación de electricidad, principales gases de efecto invernadero deorigen antrópico, son nulas; aunque indirectamente, en procesos secundarios como la obtención de mineral yconstrucción de instalaciones, sí se producen emisiones.[21]

Energía nuclear 17

A partir de la fisión

Tras su uso exclusivamente militar, se comenzó a plantear la aplicación del conocimiento adquirido a la vida civil. El20 de diciembre de 1951 fue el primer día que se consiguió generar electricidad con un reactor nuclear (en el reactorestadounidense EBR-I, con una potencia de unos 100 kW), pero no fue hasta 1954 cuando se conectó a la redeléctrica una central nuclear (fue la central nuclear soviética Obninsk, generando 5 MW con solo un 17% derendimiento térmico). El primer reactor de fisión comercial fue el Calder Hall en Sellafield, que se conectó a la redeléctrica en 1956. El 25 de marzo de 1957 se creó la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM), elmismo día que se creó la Comunidad Económica Europea, entre Bélgica, Francia, Alemania, Italia, Luxemburgo ylos Países Bajos. Ese mismo año se creó el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Ambosorganismos con la misión, entre otras, de impulsar el uso pacífico de la energía nuclear.

Evolución de las centrales nucleares de fisión en el mundo. Arriba:potencia instalada (azul) y potencia generada (rojo). Abajo: número

de reactores construidos y en construcción (azul y grisrespectivamente.

Su desarrollo en todo el mundo experimentó a partir deese momento un gran crecimiento, de forma muyparticular en Francia y Japón, donde la crisis delpetróleo de 1973 influyó definitivamente, ya que sudependencia en el petróleo para la generación eléctricaera muy marcada (39 y 73% respectivamente enaquellos años, en 2008 generan un 78 y un 30%respectivamente mediante reactores defisión).[cita requerida] En 1979 el accidente de ThreeMile Island provocó un aumento muy considerable enlas medidas de control y de seguridad en las centrales,sin embargo no se detuvo el aumento de capacidadinstalada. Pero en 1986 el accidente de Chernóbil, enun reactor RBMK de diseño ruso que no cumplía losrequisitos de seguridad que se exigían en occidente,acabó radicalmente con ese crecimiento.

En octubre de 2007 existían 439 centrales nucleares en todo el mundo que generaron 2,7 millones de MWh en 2006.La potencia instalada en 2007 fue de 370.721 MWe. En marzo de 2008 había 35 centrales en construcción, planespara construir 91 centrales nuevas (99.095 MWe) y otras 228 propuestas (198.995 MWe).[22] Aunque solo 30 paísesen el mundo poseen centrales nucleares, aproximadamente el 15% de la energía eléctrica generada en el mundo seproduce a partir de energía nuclear.[23]

La mayoría de los reactores son de los llamados de agua ligera (LWR por su sigla en inglés), que utilizan comomoderador agua intensamente purificada. En estos reactores el combustible utilizado es uranio enriquecidoligeramente (entre el 3 y el 5%).En 1965 se construyó la primera central nuclear en España, la Central nuclear José Cabrera. Actualmente seencuentran en funcionamiento ocho reactores nucleares en España: Santa María de Garoña, Almaraz I y II, Ascó I yII, Cofrentes, Vandellós II y Trillo.Se paralizaron o no entraron en funcionamiento, una vez finalizadas, debido a la moratoria nuclear las centrales deLemóniz, I y II, Valdecaballeros I y II, Trillo II, Escatrón I y II, Santillán, Regodola y Sayago. Se encuentrandesmanteladas o en proceso de desmantelamiento Vandellós I y José Cabrera.El porcentaje de energía eléctrica producida en España es muy dependiente de la producción hidroeléctrica anual, lacual depende fuertemente de la pluviometría. Así, en el año 2002 un tercio, el 33,9% de la energía eléctricaproducida en España lo fue en nucleares con un total de 63.016 GWh.[24] , mientras que en el año 2009, el porcentajefue del 19 %.[]

Véanse también: Central nuclear#Centrales nucleares en España y Moratoria_nuclear#España

Energía nuclear 18

Más tarde se planteó añadir el plutonio fisible generado ( ) como combustible extra en estos reactores defisión, aumentando de una forma importante la eficiencia del combustible nuclear y reduciendo así uno de losproblemas del combustible gastado. Esta posibilidad incluso llevó al uso del plutonio procedente del armamentonuclear desmantelado en las principales potencias mundiales. Así se desarrolló el combustible MOX, en el que seañade un porcentaje (entre un 3 y un 10% en masa) de este plutonio a uranio empobrecido. Este combustible se usaactualmente como un porcentaje del combustible convencional (de uranio enriquecido). También se ha ensayado enalgunos reactores un combustible mezcla de torio y plutonio, que genera una menor cantidad de elementostransuránicos.Otros reactores utilizan agua pesada como moderador. En estos reactores se puede utilizar uranio natural, es decir,sin enriquecer y además se produce una cantidad bastante elevada de tritio por activación neutrónica. Este tritio seprevé que pueda aprovecharse en futuras plantas de fusión.Otros proyectos de fisión, que no han superado hoy en día la fase de experimentación, se encaminan al diseño dereactores en los que pueda generarse electricidad a partir de otros isótopos, principalmente el y el .Véase también: Fisión nuclear

Tipos de reactoresLa diferencia básica entre los distintos diseños de reactores nucleares de fisión es el combustible que utilizan. Estoinfluye en el tipo de moderador y refrigerante usados. De entre todas las posibles combinaciones entre tipo decombustible, moderador y refrigerante, solo algunas son viables técnicamente (unas 100 contando las opciones deneutrones rápidos). Pero solo unas cuantas se han utilizado hasta el momento en reactores de uso comercial para lageneración de electricidad (ver tabla).

Tipos de reactores nucleares de fisión comerciales (neutrones térmicos)[25]

Combustible Moderador Refrigerante

Uranio natural Grafito Aire

CO2

H2O (agua ligera)

D2O (agua pesada)

D2O (agua pesada) Compuestos orgánicos

H2O (agua ligera)

D2O (agua pesada)

Gas

Uranio enriquecido Grafito Aire

CO2

H2O (agua ligera)

D2O (agua pesada)

Sodio

D2O (agua pesada) Compuestos orgánicos

H2O (agua ligera)

D2O (agua pesada)

Gas

H2O (agua ligera) H2O (agua ligera)

Energía nuclear 19

El único isótopo natural que es fisionable con neutrones térmicos es el , que se encuentra en una proporciónde un 0.7% en peso en el uranio natural. El resto es , considerado fértil, ya que, aunque puede fisionar conneutrones rápidos, por activación con neutrones se convierte en , que sí es físil mediante neutrones térmicos.Los reactores de fisión comerciales, tanto de primera como de segunda o tercera generación, utilizan uranio congrados de enriquecimiento distinto, desde uranio natural hasta uranio ligeramente enriquecido (por debajo del 6%).Además, en aquellos en los que se usa uranio enriquecido, la configuración del núcleo del reactor utiliza diferentesgrados de enriquecimiento, con uranio más enriquecido en el centro y menos hacia el exterior. Esta configuraciónconsigue dos fines: por una parte disminuir los neutrones de fuga por reflexión, y por otra parte aumentar la cantidadde consumible. En los reactores comerciales se hacen fisionar esos átomos fisibles con neutrones térmicoshasta el máximo posible (al grado de quemado del combustible se le denomina burnup), ya que se obtienen mayoresbeneficios cuanto más provecho se saca del combustible.Otro isótopo considerado fértil con neutrones térmicos es el torio (elemento natural, compuesto en su mayoría por elisótopo ), que por activación produce , físil con neutrones térmicos y rápidos (es regla general queaquellos elementos con número atómico A impar sean fisibles, y con A par fértiles).Esos tres isótopos son los que producen fisiones exoergicas, es decir, generan más energía que la necesaria paraproducirlas, con neutrones térmicos. Los demás elementos (con z<92) solo fisionan con neutrones rápidos. Así el

por ejemplo puede fisionarse con neutrones de energías superiores a 1,1 MeV.

Esquema de un reactor VVER-1000. 1- Barras de control. 2-Tapa del reactor. 3- Chasis del reactor. 4- Toberas de entrada y

salida. 5- Vasija del reactor. 6- Zona activa del reactor. 7-Barras de combustible.

Aunque hay varias formas de clasificar los distintosreactores nucleares, la más utilizada, y con la que sedenominan los distintos tipos de reactores de fisión es por lacombinación moderador/refrigerante utilizado. Estas son lasdenominaciones de los reactores comerciales de neutronestérmicos utilizados en la actualidad (de segundageneración), junto a su número en el mundo (entreparéntesis)[26] y sus características principales:

• PWR (VVER en ruso). (264). Uranio enriquecido,moderador y refrigerante agua ligera.

• BWR. (94). Uranio enriquecido, moderador yrefrigerante agua ligera.

• CANDU. (43). Uranio natural, moderador y refrigeranteagua pesada.

• AGR. (18). Usa uranio enriquecido como combustible,moderador grafito, refrigerante CO2.

• RBMK. (12). Uranio natural o enriquecido, moderadorgrafito, refrigerante agua ligera.

• Otros. 4 reactores rusos que usan uranio enriquecido,moderador grafito y refrigerante agua ligera.

Los diseños de reactores que utilizan neutrones rápidos, ypor tanto pueden utilizar como combustible , o entre otros,no necesitan moderador para funcionar. Por ese motivo esdifícil utilizar los mismos materiales que se usan en lostérmicos como refrigerantes, ya que en muchas ocasionestambién actúan como moderador. Todos los reactores deeste tipo hasta el momento han utilizado como refrigerante metales líquidos

Energía nuclear 20

(mercurio, plutonio, yoduro potásico, plomo, bismuto, sodio...). Cuando estos reactores además consiguen producirmás cantidad de material físil que el que consumen se les denomina reactores reproductores rápidos. En la actualidadexisten 4 FBR, 3 en parada fría y solo uno en operación comercial.[26]

Los diseños de reactores que aprovechan las lecciones aprendidas en el medio siglo transcurrido (aproximadamenteuna docena de diseños distintos) se denominan de tercera generación o reactores avanzados. Solo se han puesto enmarcha algunos en Japón y se están construyendo algunos otros. En general son evoluciones de los reactores desegunda generación (como el BWR avanzado o ABWR o el PWR avanzado: el EPR o el AP1000), aunque existenalgunos diseños completamente nuevos (como el PBMR que utiliza helio como refrigerante y combustible TRISOque contiene el moderador de grafito en su composición).Los reactores de cuarta generación no saldrán del papel al menos hasta el 2020, y en general son diseños que buscan,además de niveles de seguridad superiores a las plantas de fisión de las generaciones anteriores, que los únicosresiduos de alta actividad tengan vidas muy cortas, quemando los actínidos de vida larga. A este grupo pertenecenpor ejemplo los reactores asistidos por acelerador (ADS). En general estos reactores se basarán en neutrones rápidos.Existen algunos otros diseños, basados fundamentalmente en los descritos, para generar energía en lugares remotos,como el reactor flotante ruso KLT-40S o el microrreactor nuclear de 200 kW de Toshiba.[27]

Véanse también: PWR, BWR, CANDU, AGR, FBR y Fisión asistida

Seguridad[28] [29]

Como cualquier actividad humana, una central nuclear de fisión conlleva riesgos y beneficios. Los riesgos debenpreverse y analizarse para poder ser mitigados. A todos aquellos sistemas diseñados para eliminar o al menosminimizar esos riesgos se les llama sistemas de protección y control. En una central nuclear de uso civil se utilizauna aproximación llamada defensa en profundidad. Esta aproximación sigue un diseño de múltiples barreras paraalcanzar ese propósito. Una primera aproximación a las distintas barreras utilizadas (cada una de ellas múltiple), defuera adentro podría ser:1. Autoridad reguladora: es el organismo encargado de velar que el resto de barreras se encuentren en perfecto

funcionamiento. No debe estar vinculado a intereses políticos ni empresariales, siendo sus decisiones vinculantes.2. Normas y procedimientos: todas las actuaciones deben regirse por procedimientos y normas escritas. Además se

debe llevar a cabo un control de calidad y deben estar supervisadas por la autoridad reguladora.3. Primera barrera física (sistemas pasivos): sistemas de protección intrínsecos basados en las leyes de la física que

dificultan la aparición de fallos en el sistema del reactor. Por ejemplo el uso de sistemas diseñados con reactividadnegativa o el uso de edificios de contención.

4. Segunda barrera física (sistemas activos): Reducción de la frecuencia con la que pueden suceder los fallos. Sebasa en la redundancia, separación o diversidad de sistemas de seguridad destinados a un mismo fin. Por ejemplolas válvulas de control que sellan los circuitos.

5. Tercera barrera física: sistemas que minimizan los efectos debidos a sucesos externos a la propia central. Comolos amortiguadores que impiden una ruptura en caso de sismo.

6. Barrera técnica: todas las instalaciones se instalan en ubicaciones consideradas muy seguras (baja probabilidad desismo o vulcanismo) y altamente despobladas.

Además debe estar previsto qué hacer en caso de que todos o varios de esos niveles fallaran por cualquiercircunstancia. Todos, los trabajadores u otras personas que vivan en las cercanías, deben poseer la información yformación necesaria. Deben existir planes de emergencia que estén plenamente operativos. Para ello es necesario quesean periódicamente probados mediante simulacros. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia: unointerior y uno exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre otras medidas, planes de evacuación dela población cercana por si todo lo demás fallara.

Energía nuclear 21

Gráfica con los datos de los sucesos notificados al CSN por lascentrales nucleares españolas en el periodo 1997-2006.[30] [31] [32]

[33]

Aunque los niveles de seguridad de los reactores detercera generación han aumentado considerablementecon respecto a las generaciones anteriores, no esesperable que varíe la estrategia de defensa enprofundidad. Por su parte, los diseños de los futurosreactores de cuarta generación se están centrando enque todas las barreras de seguridad sean infalibles,basándose tanto como sea posible en sistemas pasivos yminimizando los activos. Del mismo modo,probablemente la estrategia seguida será la de defensaen profundidad.Cuando una parte de cualquiera de esos niveles,compuestos a su vez por múltiples sistemas y barreras,falla (por defecto de fabricación, desgaste, o cualquierotro motivo), se produce un aviso a los controladores que a su vez se lo comunican a los inspectores residentes en lacentral nuclear. Si los inspectores consideran que el fallo puede comprometer el nivel de seguridad en cuestiónelevan el aviso al organismo regulador (en España el CSN). A estos avisos se les denomina sucesos notificables.[34]

[35] En algunos casos, cuando el fallo puede hacer que algún parámetro de funcionamiento de la central supere lasEspecificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) definidas en el diseño de la central (con unos márgenes deseguridad), se produce un paro automático de la reacción en cadena llamado SCRAM. En otros casos la reparaciónde esa parte en cuestión (una válvula, un aspersor, una compuerta,...) puede llevarse a cabo sin detener elfuncionamiento de la central.

Si cualquiera de las barreras falla aumenta la probabilidad de que suceda un accidente. Si varias barreras fallan encualquiera de los niveles, puede finalmente producirse la ruptura de ese nivel. Si varios de los niveles fallan puedeproducirse un accidente, que puede alcanzar diferentes grados de gravedad. Esos grados de gravedad se organizaronen la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES) por el OIEA y la AEN, iniciándose la escala en el 0 (sinsignificación para la seguridad) y acabando en el 7 (accidente grave). El incidente (denominados así cuando seencuentran en grado 3 o inferiores) más grave ocurrido en España fue el de Vandellós I en 1989, catalogado aposteriori (no existía ese año la escala en España) como de grado 3 (incidente importante).[36]

La ruptura de varias de estas barreras (no existía independencia con el gobierno, el diseño del reactor era dereactividad positiva, la planta no poseía edificio de contención, no existían planes de emergencia, etc.) causó elaccidente nuclear más grave ocurrido: el accidente de Chernóbil, de nivel 7 en la Escala Internacional de AccidentesNucleares (INES).Véanse también: Principios fundamentales de la seguridad, Defensa en profundidad y Edificio de contención

Véanse también: Accidente nuclear, Lista de accidentes nucleares y Lista de accidentes nucleares civiles

Energía nuclear 22

A partir de la fusión

Maqueta de una sección de ITER.

Al igual que la fisión, tras su uso exclusivamente militar, se propuso eluso de esta energía en aplicaciones civiles. En particular, los grandesproyectos de investigación se han encaminado hacia el desarrollo dereactores de fusión para la producción de electricidad. El primer diseñode reactor nuclear se patentó en 1946,[7] aunque hasta 1955 no sedefinieron las condiciones mínimas que debía alcanzar el combustible(isótopos ligeros, habitualmente de hidrógeno), denominadas criteriosde Lawson, para conseguir una reacción de fusión continuada. Esascondiciones se alcanzaron por vez primera de forma quasiestacionariael año 1968.

La fusión se plantea como una opción más eficiente (en términos deenergía producida por masa de combustible utilizada) segura y limpiaque la fisión, útil para el largo plazo.[37] Sin embargo faltan aun añospara poder ser utilizada de forma comercial (la fusión no serácomercial al menos hasta el año 2050).[38] La principal dificultadencontrada, entre otras muchas de diseño y materiales, consiste en laforma de confinar la materia en estado de plasma hasta alcanzar lascondiciones impuestas por los criterios de Lawson, ya que no hay materiales capaces de soportar las temperaturasimpuestas.

Se han diseñado dos alternativas para alcanzar los criterios de Lawson, que son el confinamiento magnético y elconfinamiento inercial.Aunque ya se llevan a cabo reacciones de fusión de forma controlada en los distintos laboratorios, en estosmomentos los proyectos se encuentran en el estudio de viabilidad técnica en centrales de producción eléctrica comoel ITER o el NIF. El proyecto ITER, en el que participan entre otros Japón y la Unión Europea, pretende construiruna central experimental de fusión y comprobar su viabilidad técnica. El proyecto NIF, en una fase más avanzadaque ITER, pretende lo mismo en Estados Unidos usando el confinamiento inercial.Una vez demostrada la viabilidad de conseguir un reactor de fusión que sea capaz de funcionar de forma continuadadurante largos períodos, se construirán prototipos encaminados a la demostración de su viabilidad económica.[39]

Véase también: Fusión nuclear

Tipos de reactoresExisten dos grandes grupos, separados por el método empleado para alcanzar las condiciones de tiempo, densidad ytemperatura necesarias para que pueda alcanzarse la fusión controlada de forma continua:1. Fusión mediante confinamiento magnético.2. Fusión mediante confinamiento inercial.En el primer caso, en un recipiente donde se ha practicado un vacío elevado, se eleva la temperatura de una mezclade deuterio-tritio mediante campos electromagnéticos hasta convertirla en plasma.También mediante campos electromagnéticos se confina el plasma en una región lo más pequeña y alejada de lasparedes del recipiente que sea posible, aumentando de forma continua la densidad y la temperatura.A este tipo de fusión corresponden los diseños del Tokamak, como el futuro ITER, o del Stellarator, como el TJ-IIespañol.En el segundo caso se hace incidir un haz de fotones o de partículas cargadas (electrones o protones) muy energético e intenso sobre un blanco compuesto por el combustible (deuterio-tritio actualmente). Ese haz puede estar enfocado de forma directa sobre el blanco, o bien de forma indirecta sobre un dispositivo denominado holraum construido con

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un material de alto Z que genera a su vez un intensísimo campo de rayos X que está enfocado sobre el blanco.Hasta la década de los 70 no se desarrollaron láseres con las potencias necesarias para conseguir iniciar la reacción.

Holraum del NIF.

En la actualidad se investiga en varios centros, pero a nivel nacional.Esto se debe a que el mecanismo empleado produce microexplosionestermonucleares, de forma que tanto el software empleado en cálculos ysimulaciones termohidráulicas, como los resultados obtenidos, puedenemplearse directamente en el armamento termonuclear. Por estemotivo las instalaciones construidas hasta el momento, además debuscar la aplicación civil mediante generación de electricidad, poseenuna importante componente militar ya que permiten, tras la prohibiciónde ensayos nucleares en superficie, realizar pruebas a escala diminuta(para los parámetros del armamento nuclear).Aunque existen múltiples diseños tanto con el uso de láseres como deaceleradores de partículas, los proyectos más importantes hasta elmomento en el mundo son el NIF de Estados Unidos y el LMJ francés,ambos diseños empleando láseres.

Véanse también: confinamiento magnético y confinamiento inercial

SeguridadAunque la misma filosofía empleada en la fisión puede emplearse en los reactores de fusión, se ha planteado estacomo una opción no contaminante e intrínsecamente segura. Desde el punto de vista de la seguridad, ya que losreactores diseñados necesitan un aporte exterior de energía y de combustible, si existiera un accidente que produjeseel fallo de la máquina la reacción se detendría, con lo que se hace imposible una reacción en cadena descontrolada.El residuo principal de la reacción de fusión deuterio-tritio sería el Helio, que es un gas noble y por tanto nointeracciona con nada, incluido el organismo humano. Sin embargo las reacciones nucleares de fusión desprendenneutrones altamente energéticos. Esto implica la producción de materiales radiactivos por activación neutrónica.Además, en un ciclo deuterio-tritio, una parte del propio combustible es también radiactivo (el tritio). Para minimizarlos efectos, por tanto:• se debe reducir tanto como se pueda la cantidad de material radiactivo utilizado así como el generado en la propia

instalación;• se debe anular en lo posible el riesgo derivado de la manipulación de los materiales radiactivos generados, ya sea

en forma de combustible nuevo o reciclado o como residuos radiactivos;• se deben definir cuáles son las mejores formas de gestionar esos vertidos.Para ello se está investigando en el uso de materiales de baja activación, utilizando aleaciones que no son comunesen otras aplicaciones. Este aspecto podría disminuir la cantidad de residuos radiactivos generados, pero además encaso de accidente donde parte de los materiales se fundieran por las altas temperaturas, el inventario radiactivoemitido también sería menor. Además, la estrategia de diseño se centra en conseguir que todos los radioisótoposgenerados sean de semiperiodo corto (menor de 10 años). Si no se consiguiera, las estrategias a seguir seríanidénticas a las estudiadas en el caso de los reactores de fisión.Hasta los años 1990 no se había planteado realmente este problema, por lo que los materiales válidos para la fusión se pensaba que eran los aceros austeníticos (SS316L y SS316-modTi) y ferríticos/martensíticos (HT-9 y DIN 1.1494/MANET). Las investigaciones se habían centrado en la gestión de residuos, dejando de lado el estudio de los posibles accidentes. A partir de los 90 se plantea que debían contemplarse varios problemas en la optimización de los materiales de baja activación, subrayándose principalmente el aspecto de la seguridad frente accidentes además del clásico de la gestión de los residuos. A partir de los aceros convencionales propuestos para fusión se propusieron versiones de baja activación, resultado de la sustitución de elementos que daban lugar a una radiactividad alta por

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otros metalúrgicamente equivalentes y de baja actividad inducida.Las soluciones que se adopten en la fusión inercial o en la magnética en principio no tendrán que ser iguales. Así sehan desarrollado aleaciones de vanadio, titanio y cromo que presentan mejores comportamientos en la fusión inercialque en la magnética. Se sabe que los materiales cerámicos tienen mejor comportamiento que los aceros en ambostipos de fusión.En un principio, al estar todavía en fase de investigación, el problema no está completamente resuelto en esteaspecto, y de hecho hasta que no exista una planta de fusión totalmente operativa será imposible conocerabsolutamente los problemas existentes.

Generación de calor y electricidad a partir de otras reacciones nucleares

Un método ampliamente utilizado en aquellas aplicaciones en las que se requiere un aporte eléctrico de bajacorriente, con una larga duración, es el uso de Unidades de calor mediante radioisótopos (RHU por sus siglas eninglés) acoplados a una serie de termopares que proporcionan una corriente eléctrica, los llamados generadorestermoeléctricos de radioisótopos.

GTR para el Voyager.

En este caso se aprovecha la radiactividad emitida por los núcleosde algunos isótopos. Los isótopos considerados más interesantespara este tipo de aplicación son aquellos que emiten partículas alfa(como por ejemplo el 241Am o el 210Po), ya que se reaprovechanmás eficientemente las radiaciones emitidas, y es más sencillo sumanejo. Sin embargo también se han utilizado emisores beta,como el 90Sr.

Estos generadores suelen poseer duraciones de varias décadas, yson extremadamente útiles en aplicaciones en las que otrassoluciones no sirven. Por ejemplo, en zonas donde es difícil elmantenimiento o sustitución de las baterías y además no existesuficiente luz solar o viento. Se han utilizado en faros cercanos alpolo norte en la antigua Unión Soviética y se utilizanfrecuentemente en sondas espaciales. Una de sus aplicaciones máscuriosas puede ser su uso en marcapasos.En algunas sondas espaciales que deben permanecer a muy bajatemperatura se utiliza simplemente su capacidad de generar calor,obviando la posibilidad de generación eléctrica.El 15 de octubre de 1997 se lanzó la misión Cassini-Huygens con destino a Saturno y Titán, en la que se ensamblóuno de estos dispositivos.[40]

Véase también: Cassini-Huygens

SeguridadEn estos dispositivos la seguridad se basa en dos sistemas principalmente:• Por un lado asegurar su integridad a partir de su vigilancia continua,• Por otro lado, conseguir que el material radiactivo empleado sea altamente inaccesible, mediante protecciones,

sellos o incluso utilizando composiciones cerámicas que no reaccionan fácilmente con otros elementos.En el caso de los GTR situados en zonas de alta inaccesibilidad, como los utilizados en faros instalados cerca de lospolos, se suponía que la propia inaccesibilidad de las zonas aseguraba su integridad. Esto sin embargo no haimpedido que sucedieran varios accidentes.En el caso de los utilizados en satélites espaciales, la seguridad de los materiales radiactivos se asegura al mantener una vigilancia continua en las instalaciones, tanto en la construcción como en el montaje de los satélites. Una vez

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lanzados al espacio, evidentemente se hace imposible su mal uso. Sin embargo, en algunas ocasiones se han usadoGTR en satélites en órbita alrededor de la Tierra. Cuando esa órbita se hace inestable es posible que el satélite caigade nuevo, fundiéndose en su mayor parte en la reentrada. Este, junto a un posible accidente en el lanzamiento son losprincipales problemas de seguridad en este caso. En total se han producido 6 accidentes conocidos de este tipo (elúltimo en 1996 en una sonda rusa). Para evitar la dispersión del material radiactivo que contienen se fabrican enmateriales cerámicos (insolubles y resistentes al calor), rodeado de una capa de iridio, otra de bloques de grafito dealta resistencia y un gel que le da resistencia ante una posible reentrada en la atmósfera.Para los GTR utilizados como marcapasos el principal problema se encuentra en la pérdida de información acerca delos pacientes en los que se han utilizado, imposibilitando así su debido seguimiento. Por este motivo, existe laposibilidad de que el paciente, tras su fallecimiento, fuera incinerado, incinerando con ello el propio dispositivo y sumaterial radiactivo.Las fuentes radiactivas de los GTR sobre los que se ha perdido el control (principalmente tras la caída de la URSS)son el principal motivo de preocupación por su posible uso en atentados terroristas (como parte de una bomba sucia),y por este motivo se realizan grandes esfuerzos a nivel internacional por recuperarlas y ponerlas bajo control denuevo.

Tratamiento de residuos nuclearesVéanse también: Residuo nuclear, Reprocesamiento nuclear y Transmutación

Vitrificación de los residuos nucleares tras sureprocesado.

En general, cualquier aplicación industrial genera residuos. Todaslas formas de generación de energía nuclear también los generan.Tanto los reactores nucleares de fisión o fusión (cuando entren enfuncionamiento) como los GTR generan residuos convencionales(basura, proveniente por ejemplo de los restos de comida de lostrabajadores) que es trasladada a vertederos o instalaciones dereciclaje, residuos tóxicos convencionales (pilas, líquidorefrigerante de los transformadores, etc.) y residuos radiactivos. Eltratamiento de todos ellos, con excepción hecha de los residuosradiactivos, es idéntico al que se da a los residuos del mismo tipogenerado en otros lugares (instalaciones industriales, ciudades,...).

Es diferente el tratamiento que se emplea en los residuosradiactivos. Para ellos se desarrolló una regulación específica,gestionándose de formas diferentes en función del tipo deradiactividad que emiten y del semiperiodo que poseen. Estaregulación engloba todos los residuos radiactivos, ya procedan deinstalaciones de generación de electricidad, de instalaciones industriales o de centros médicos.

Se han desarrollado diferentes estrategias para tratar los distintos residuos que proceden de las instalaciones odispositivos generadores de energía nuclear:• Baja y media actividad.[41] En este caso se trata de residuos con vida corta, poca radiactividad y emisores de

radiaciones beta o gamma (pudiendo contener hasta un máximo de 4000 Bq g-1 de emisores alfa de semiperiodolargo). Suelen ser materiales utilizados en las operaciones normales de las centrales, como guantes, trapos,plásticos, etc. En general se prensan y secan (si es necesario) para reducir su volumen, se hormigonan (fijan) y seembidonan para ser almacenados durante un periodo de 300 o de 500 años, según los países, en almacenamientoscontrolados. En España este almacenamiento se encuentra en la provincia de Córdoba (El Cabril).

• Alta actividad.[41] Estos residuos tienen semiperiodo largo, alta actividad y contienen emisores de radiaciones alfa (si son de semiperiodo largo solo si superan concentraciones de actividad de 4000 Bq g-1). Se generan en

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mucho menor volumen pero son altamente nocivos inmediatamente después de ser generados. Generalmente,aunque no son los únicos, se trata de las propias barras de combustible de los reactores de fisión ya utilizadas.Para ellos se han desarrollado diversas estrategias:

Diagrama mostrando varios sistemas dealmacenamiento de residuos de alta actividad en el

almacenamiento de Yucca Mountain.

1. Almacenamiento temporal: en las piscinas de las propiascentrales (a veces llamados ATI), durante la vida de la central(habitualmente 40 años), o en almacenamientos construidos apropósito. En España aún se encuentra en proyecto el ATC).

2. Reprocesamiento: en este proceso se lleva a cabo unaseparación físico-química de los diferentes elementos,separando por una parte aquellos isótopos aprovechables enotras aplicaciones, civiles o militares (plutonio, uranio, cobaltoy cesio entre otros). Es la opción más similar al reciclado. Sinembargo en el proceso no todos los elementos reciclados sontotalmente reaprovechables, como por ejemplo el neptunio o elamericio. Para estos, en un volumen mucho menor que elinicial, es necesario aun el uso de otras opciones como elalmacenamiento geológico profundo.

3. Almacenamiento Geológico Profundo (AGP): este proceso consiste en estabilizar las barras de combustiblegastadas en contenedores resistentes a tratamientos muy severos que posteriormente se introducen enlocalizaciones similares a las minas, ya existentes (como en el caso de minas profundas), o construidas para talfin. Suelen estar en matrices geológicas de las que se sabe que han sido estables durante millones de años. Lasmás comunes son calizas, graníticas o salinas. Los técnicos estiman que estos AGP deberían poder preservaríntegros los residuos durante los miles de años en que sigan siendo tóxicos sin afectar a las personas de lasuperficie. Su principal defecto es que sería muy difícil o imposible recuperar estos residuos para su uso útil en elcaso de que técnicas futuras puedan aprovecharlos eficientemente.

4. Transmutación en centrales nucleares de nueva generación (Sistemas Asistidos por Aceleradores o en reactoresrápidos): estos sistemas usan torio como combustible adicional y degradan los desechos nucleares en un nuevociclo de fisión asistida, pudiendo ser una alternativa ante la dependencia del petróleo, aunque deberán vencer elrechazo de la población. El primer proyecto será construido alrededor del 2014 (Myrrha). Esta técnica se estimaaceptable para aquellos radioisótopos de semiperiodo largo para los que no se ha hallado ninguna aplicacióntodavía. Esos isótopos más problemáticos son los transuránicos como el curio, el neptunio o el americio. Sinembargo para emplear esta técnica se precisan métodos adicionales, como el reprocesado previo.[42] [43]

Para gestionar los residuos radiactivos suele existir en cada país un organismo creado exclusivamente para ello. EnEspaña se creó la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, que gestiona los residuos radiactivos de todo tipogenerados tanto en las centrales nucleares como en el resto de instalaciones nucleares o radiactivas.

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Regulación nuclear

Junta de Gobernadores del OIEA.

La regulación nuclear puede separarse encuatro grandes grupos:1. Funciones de los reguladores nacionales,2. Residuos,3. Seguridad y4. Protección radiológica.Las bases científicas de toda la regulacióninternacional existente se fundan en estudiospropios y recopilaciones llevadas a cabo porla CIPR,[44] UNSCEAR[45] o el NAS/BEIRamericano.[46] Además de estos, existen unaserie de agencias de investigación ydesarrollo en seguridad, como pueden ser laAEN[47] o el EPRI.[48] A partir de todasellas, existen dos organismos internacionales que desarrollan las bases para la legislación: el OIEA (a nivelinternacional)[49] y EURATOM (en Europa).[50]

También existen algunos organismos nacionales, que emiten documentación dedicada a cada uno de los campos, quesirven de guía a otros países. Así ocurre por ejemplo con la NCRP, la NRC o la EPA americanas, la HPA inglesa(antiguamente NRPB) o el CEA francés.Además de estas regulaciones específicas, existen otras leyes y acuerdos que tienen en mayor o menor medidarelación con la energía nuclear. Así por ejemplo las leyes de calidad del agua o la convención OSPAR. Aunque en elProtocolo de Kyoto, que trata sobre las industrias que emiten gases de efecto invernadero, no se menciona la energíanuclear, sí aparece en otros documentos referentes al calentamiento global antropogénico. Así, en los acuerdos deBonn de 2001,[51] se establecieron los mecanismos de compraventa de emisiones de gases de efecto invernadero ylos mecanismos de intercambio de tecnologías, excluyendo ambos explícitamente a la energía nuclear. De estemodo, no se pueden reducir las cuotas de emisión de los países altamente industrializados mediante la venta detecnología nuclear a países menos desarrollados, ni se pueden vender las cuotas de emisiones a países que funden susbajas emisiones en la energía nuclear. El IPCC, sin embargo, sí recomienda en su cuarto informe el uso de la energíanuclear como una de las únicas formas (junto a las energías renovables y la eficiencia energética) de reducir laemisión de gases de efecto invernadero.[52]

Véase también: Regulación nuclear en España

Controversia sobre la energía nuclearVentajasLa energía nuclear, genera un tercio de la energía eléctrica que se produce en la Unión Europea, evitando así, laemisión de 700 millones de toneladas de dióxido de carbono por año a la atmósfera. Por otra parte, también se evitanotras emisiones de elementos contaminantes que se generan en el uso de combustibles fósiles. Además, se reducen elconsumo de las reservas de combustibles fósiles, generando con muy poca cantidad de combustible muchísimamayor energía, evitando así gastos en transportes, residuos, etcétera.Inconvenientes• Existe un alto riesgo de contaminación en caso de accidente o sabotaje.• Se producen residuos radiactivos que son difíciles de almacenar y son activos durante mucho tiempo.• Tiene un alto y prolongado coste de las instalaciones y mantenimiento de las centrales nucleares.

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• Puede usarse con fines no pacíficos.

Véase también• Portal:Energía. Contenido relacionado con Energía.

• Accidente de Chernóbil • Energía de fusión• Central nuclear • Energía nuclear en España• Cobaltoterapia • Energía renovable• Confinamiento magnético • Isótopos• Confinamiento inercial • Medicina nuclear• Controversia sobre la energía nuclear • Política sobre Energía Nuclear• Edificio de contención • Procesos nucleares

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Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Energía nuclear.Commons

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(http:/ / www10. antenna. nl/ wise/ esp/ index. html)• Grup de Cientifics y Tècnics per una Energía No Nuclear (en catalán) (http:/ / energiasostenible. org/ )• GreenPeace: sección nuclear (http:/ / www. greenpeace. org/ espana/ campaigns/ energ-a-nuclear)• Greenpeace Argentina. Mayak: Media vida marcada por los daños de la energía nuclear (http:/ / www.

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Otros• Foro Nuclear Español (http:/ / www. foronuclear. org)• Jóvenes Nucleares (http:/ / www. jovenesnucleares. org/ )• Web general sobre energía nuclear (http:/ / www. nuclear. tk)• Sociedad Nuclear Europea (en inglés) (http:/ / www. euronuclear. org/ )• Yo soy nuclear (http:/ / www. yosoynuclear. org/ )• Energía nuclear... ¿sí o no? (http:/ / www. elmundo. es/ especiales/ 2006/ 04/ ciencia/ energia_nuclear/ )• Energía nuclear: el poder del átomo (http:/ / nuclear. 5dim. es/ )• Juan José Gómez Cadenas, «Epicentro. ¿Es posible un debate nuclear sin retórica?» (http:/ / www. revistadelibros.

com/ articulo_completo. php?art=4629), Revista de Libros, 160, abril de 2010.

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Reactor nuclear

Planta nuclear en Kewaunee, Wisconsin.

Un reactor nuclear es un dispositivo en donde seproduce una reacción nuclear controlada. Se puedeutilizar para la obtención de energía en lasdenominadas centrales nucleares, la producción demateriales fisionables, como el plutonio, para serusados en armamento nuclear, la propulsión de buqueso de satélites artificiales o la investigación. Una centralnuclear puede tener varios reactores. Actualmente soloproducen energía de forma comercial los reactoresnucleares de fisión, aunque existen reactores nuclearesde fusión experimentales.

Tambien podria decirse que es una instalación físicadonde se produce, mantiene y controla una reacciónnuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear seutiliza un combustible adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las sucesivasfisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las fisiones, otros sin embargo utilizan el calor paraproducir energía eléctrica.La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos kW térmicos a unos 4500 MW térmicos (1500MW "eléctricos"). Deben ser instalados en zonas cercanas al agua, como cualquier central térmica, para refrigerar elcircuito, y deben ser emplazados en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes. Poseen grandes medidas deseguridad. No emiten gases que dañen la atmósfera pero producen residuos radiactivos que duran decenas de milesde años, y que deben ser almacenados para su posterior uso en reactores avanzados y así reducir su tiempo de vida aunos cuantos cientos de años.

Aplicaciones• Generación nuclear:

• Producción de calor para la generación de energía eléctrica• Producción de calor para uso doméstico e industrial• Producción de hidrógeno mediante electrólisis de alta temperatura• Desalación

• Propulsión nuclear:• Marítima• Cohetes de propulsión térmica nuclear (propuesta).• Cohetes de propulsión nuclear pulsada (propuesta).

• Transmutación de elementos:• Producción de plutonio, utilizado para la fabricación de combustible de otros reactores o de armamento nuclear• Creación de diversos isótopos radiactivos, como el americio utilizado en los detectores de humo, o el

cobalto-60 y otros que se utilizan en los tratamientos médicos• Aplicaciones de investigación, incluyendo:

• Su uso como fuentes de neutrones y de positrones (p. ej. para su uso de análisis mediante activación neutrónicao para el datado por el método de potasio-argón).

• Desarrollo de tecnología nuclear.

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Reactor nuclear de fisiónVéase también: Fisión nuclear

Un reactor nuclear de fisión consta de las siguientes partes esenciales:1. Combustible.-Isótopo fisionable (divisible) o fértil (convertible en fisionable por activación neutrónica):

Uranio-235, Uranio-238, plutonio-239, Torio-232, o mezclas de estos (MOX, Mezcla de óxidos de uranio yplutonio). El combustible habitual en las centrales refrigeradas por agua ligera es el dióxido de uranioenriquecido, en el que alrededor del 3% de los núcleos de uranio son de U-235 y el resto de U-238. La proporciónde U-235 en el uranio natural es sólo de 0.72%, por lo que es necesario someterlo a un proceso deenriquecimiento en este nucleido.

2. Moderador (nuclear).- Agua, agua pesada, grafito, sodio metálico: Cumplen con la función de frenar la velocidadde los neutrones producidos por la fisión, para que tengan la oportunidad de interactuar con otros átomosfisionables y mantener la reacción. Como regla general, a menor velocidad del neutrón, mayor probabilidad defisionar con otros núcleos del combustible en los reactores que usan uranio 235 como combustible.

3. Refrigerante.- Agua, agua pesada, anhídrido carbónico, helio, sodio metálico: Conduce el calor generado hasta unintercambiador de calor, o bien directamente a la turbina generadora de energía eléctrica o propulsión.

4. Reflector.- Agua, agua pesada, grafito, uranio: reduce el escape de neutrones y aumenta la eficiencia del reactor.5. Blindaje.- Hormigón, plomo, acero, agua: Evita la fuga de radiación gamma y neutrones rápidos.6. Material de control.- Cadmio o boro: hace que la reacción en cadena se pare. Son muy buenos absorbentes de

neutrones. Generalmente se usan en forma de barras (de acero borado por ejemplo) o bien disuelto en elrefrigerante.

7. Elementos de Seguridad.- Todas las centrales nucleares de fisión, constan en el 2007 de múltiples sistemas,activos (responden a señales eléctricas), o pasivos (actúan de forma natural, por gravedad, por ejemplo). Lacontención de hormigón que rodea a los reactores es la principal de ellas. Evitan que se produzcan accidentes, oque, en caso de producirse, haya una liberación de radiactividad al exterior del reactor.

Tipos de reactores nucleares de fisiónExisten varios tipos básicos en el 2007:[1]

LWR - Light Water Reactors (Reactores de agua ligera): utilizan como refrigerante y moderador el agua. Comocombustible uranio enriquecido. Los más utilizados son los PWR (Pressure Water Reactor o reactores de agua apresión) y los BWR (Boiling Water Reactor o reactores de agua en ebullición): 264 PWR y 94 BWR enfuncionamiento en el 2007.CANDU - Canada Deuterium Uranium (Canadá deuterio uranio): Utilizan como moderador y refrigerante aguapesada (compuesta por dos átomos de deuterio y uno de oxígeno). Como combustible utilizan uranio natural: 43 enfuncionamiento en el 2007.FBR - Fast Breeder Reactors (reactores rápidos realimentados): utilizan neutrones rápidos en lugar de térmicos parala consecución de la fisión. Como combustible utiliza plutonio y como refrigerante sodio líquido. Este reactor nonecesita moderador: 4 operativos en el 2007. Solo uno en operación.AGR - Advanced Gas-cooled Reactor (reactor refrigerado por gas avanzado): usa uranio como combustible. Comorefrigerante utiliza CO2 y como moderador grafito: 18 en funcionamiento en el 2007.RBMK - Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny (reactor de canales de alta potencia): su principal función es laproducción de plutonio, y como subproducto genera energía eléctrica. Utiliza grafito como moderador y agua comorefrigerante. Uranio enriquecido como combustible. Puede recargarse en marcha. Tiene un coeficiente de reactividadpositivo. El reactor de Chernóbil era de este tipo. Existían 12 en funcionamiento en el 2007.ADS - Accelerator Driven System (sistema asistido por acelerador): utiliza una masa subcrítica de torio, en la que se produce la fisión solo por la introducción, mediante aceleradores de partículas, de neutrones en el reactor. Se

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encuentran en fase de experimentación, y se prevé que una de sus funciones fundamentales sería la eliminación delos residuos nucleares producidos en otros reactores de fisión.

Ventajas de los reactores nucleares de fisiónUna de las ventajas de los reactores nucleares actuales es que casi no emiten contaminantes al aire (aunqueperiódicamente purgan pequeñas cantidades de gases radiactivos), y los residuos producidos son muchísimo menoresen volumen y más controlados que los residuos generados por las plantas alimentadas por combustibles fósiles. Enesas centrales térmicas convencionales que utilizan combustibles fósiles (carbón, petróleo o gas), se emiten gases deefecto invernadero (CO2 principalmente), gases que producen lluvia ácida (SO2 principalmente), carbonilla, metalespesados, miles de toneladas anualmente de cenizas, e incluso material radiactivo natural concentrado (NORM). Enuna central nuclear los residuos sólidos generados son del orden de un millón de veces menores en volumen que loscontaminantes de las centrales térmicas.El uranio enriquecido utilizado en las centrales nucleares no sirve para construir un arma nuclear ni para usar uranioprocedente de ellas. Para ello se diseñan los reactores en ciclos de alto enriquecimiento o bien se usan diseños comoreactores tipo RBMK usados para la generación de plutonio.Últimamente se investigan centrales de fisión asistida, donde parte de los residuos más peligrosos serían destruidosmediante el bombardeo con partículas procedentes de un acelerador (protones seguramente) que por espalaciónproducirían neutrones que a su vez provocarían la transmutación de esos isótopos más peligrosos. Esta sería unaespecie de central de neutralización de residuos radiactivos automantenida. El rendimiento de estas centrales sería enprincipio menor, dado que parte de la energía generada se usaría para la transmutación de los residuos. Se estima quela construcción del primer reactor de transmutación (Myrrha) comenzará en el año 2014.

Desventajas de los reactores nucleares de fisiónLa percepción de peligro en la población proviene de varios factores: 1) accidente en una central atómica, 2) ataqueterrorista, 3) peligrosidad de los residuos y su alto poder contaminante del medio ambiente, 4) basureros nucleares,5) posible desviación de los residuos para la producción de armas de destrucción masiva.Los reactores nucleares generan residuos radiactivos. Algunos de ellos con un semiperiodo elevado, como elamericio, el neptunio o el curio y de una alta toxicidad. Los detractores de la energía nuclear hacen hincapié en elpeligro de esos residuos que duran cientos e incluso miles de años.Algunas centrales también sirven para generar material adicional de fisión (plutonio) que puede usarse para lacreación de armamento nuclear. Dicho interés en la creación de dichas sustancias impone un diseño específico delreactor en detrimento de la ecología del mismo.La probabilidad de que un accidente similar al sucedido en Chernobyl se repita en las centrales occidentales esindeterminable. Japón, una potencia tecnológica, no ha podido evitar el desastre nuclear de Fukushima, la cual estaen aumento. Los accidentes nucleares más graves han sido: Mayak (Rusia) en 1957, Windscale (Gran Bretaña) en1957, Three Mile Island (EE. UU.) en 1979, Chernóbil (Ucrania) en 1986, Accidente radiológico de Goiania (Brasil)en 1987, Tokaimura (Japón) en 1999, y Fukushima (Japón) en 2011. Y la lista es extensa en el caso de accidentesserios como filtraciones, y/o perdidas de material radioactivo.A estos accidentes, se le suma la pérdida económica que generan los basureros nucleares y el temor de unadisposición inadecuada de los residuos nucleares. El cual está vinculado a un factor económico. Cuando se calcula elcosto del Kw hora generado en una planta atómica, no se incluyen los costos de los basureros nucleares. De incluirseeste costo, el Kw hora es el más caro de todos los sistemas de producción de energía. Por esta razón, hay pocosbasureros nucleares que cumplan los requisitos mínimos se seguridad. Y la disposición de los residuos ha sido, ysigue siendo, un tema de controversia.

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Reactor nuclear de fusiónVéase también: Fusión nuclear

Instalación destinada a la producción de energía mediante la fusión nuclear. Tras más de 60 años de investigación eneste campo, se ha logrado mantener una reacción controlada, si bien aún no es energéticamente rentable.La mayor dificultad se halla en soportar la enorme presión y temperatura que requiere una fusión nuclear (que sóloes posible encontrar de forma natural en el núcleo de una estrella). Además este proceso requiere una enormeinyección de energía inicial (aunque luego se podría automantener ya que la energía desprendida es mucho mayor)Actualmente existen dos líneas de investigación, el confinamiento inercial y el confinamiento magnético.El confinamiento inercial consiste en contener la fusión mediante el empuje de partículas o de rayos láserproyectados contra una partícula de combustible, que provocan su ignición instantánea.Los dos proyectos más importantes a nivel mundial son el NIF (National Ignition Facility) en EE.UU. y el LMJ(Laser Mega Joule) en Francia.El confinamiento magnético consiste en contener el material a fusionar en un campo magnético mientras se le hacealcanzar la temperatura y presión necesarias. El hidrógeno a estas temperaturas alcanza el estado de plasma.Los primeros modelos magnéticos, americanos, conocidos como Stellarator generaban el campo directamente en unreactor toroidal, con el problema de que el plasma se filtraba entre las líneas del campo.Los ingenieros rusos mejoraron este modelo dando paso al Tokamak en el que un arrollamiento de bobina primarioinducía el campo sobre el plasma, aprovechando que es conductor, y utilizándolo de hecho como un arrollamientosecundario. Además la resistencia eléctrica del plasma lo calentaba.El mayor reactor de este tipo, el JET (toro europeo conjunto) ha conseguido condiciones de fusión nuclear con unfactor Q>0,7. Esto significa que el ratio entre la energía generada por fusión y la requerida para sostener la reacciónes de 0.7. Para que la reacción se auto sostenga deben alcanzarse parámetros superiores a Q>1 y más aún para suviabilidad económica. El primer objetivo debe ser alcanzado con el proyecto ITER y el segundo con DEMO.Se ha comprometido la creación de un reactor aun mayor, el ITER uniendo el esfuerzo internacional para lograr lafusión. Aun en el caso de lograrlo seguiría siendo un reactor experimental y habría que construir otro prototipo paraprobar la generación de energía, el llamado proyecto DEMO.

Posibles combustibles para reactores de fusión nuclearLa reacción óptima para producir energía por fusión es la del deuterio y tritio debido a su elevada sección eficaz. Estambién, por ello, la más usada en las pruebas experimentales. La reacción es la siguiente:

D + T → 4He + n+89999+011+M-3'14Obtener deuterio no es difícil ya que es un elemento estable y abundante que se formó en grandes cantidades en la sopa primordial de partículas (véase Big Bang). En el agua una parte por 5000 es deuterio. Esto significa que hay 30 gramos de material en cada metro cúbico de agua. En un reactor automantenido la reacción deuterio-tritio generaría energía y neutrones. Los neutrones son la parte negativa de la reacción y hay que controlarlos ya que las reacciones de captación de neutrones en las paredes del reactor o en cualquier átomo del reactivo pueden inducir radiactividad. De hecho, los neutrones, con tiempo suficiente pueden llegar a debilitar la estructura del propio contenedor con el consecuente riesgo de que se produzcan peligrosas fisuras. Para ello están los moderadores y blindajes de neutrones tales como el agua pesada, el berilio, el sodio o el carbono como moderadores muy usados en las centrales de fisión, o el boro y el cadmio, usados como productos que paran completamente los neutrones absorbiéndolos. Si se quiere fabricar un reactor realmente limpio habrá que buscar otras fórmulas. Se ha planteado una doble solución al problema de los neutrones y al de la abundancia del tritio. El tritio no se encuentra en la naturaleza ya que es inestable así que hay que fabricarlo. Para obtenerlo se puede recurrir a las centrales de fisión, donde se puede generar por la activación del hidrógeno contenido en el agua, o al bombardeo del litio, material abundante en la corteza

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terrestre, con neutrones.6Li + n → 4He + T7Li + n → 4He + T +n

Hay dos isótopos estables del litio el litio-6 y el litio-7 siendo éste último mucho más abundante. Por desgracia, lareacción que absorbe neutrones es la que se da con el litio-6, el menos abundante. Todo esto tampoco evita quemuchos neutrones acaben impactando con las paredes del propio reactor con la subsiguiente fabricación de átomosradiactivos. A pesar de ello una de las propuestas para el ITER es la de recubrir las paredes con litio-6 el cual pararíauna buena parte de los neutrones para producir más tritio. Debido a todos estos problemas se están investigando otrasreacciones de sección eficaz alta pero más limpias. Una de la más prometedoras es la del deuterio más helio-3.

D + 3He → 4He + pEl problema en esta reacción reside en la menor sección eficaz con respecto a la de deuterio-tritio y en la propiaobtención del helio-3 que es el isótopo más raro de dicho elemento. Los protones no entrañan tanto peligro como losneutrones ya que estos no serán fácilmente captados por los átomos debido a la barrera coulombiana que debenatravesar cosa que con las partículas de carga neutra como los neutrones no ocurre. Además un protón puede sermanipulado mediante campos electromagnéticos. Una solución para obtener helio-3 artificialmente sería la deincorporar, en el propio reactor, la reacción deuterio-deuterio.

D + D → 3He + nEl problema es que, de nuevo, obtenemos un neutrón residual, lo que nos devuelve de nuevo al problema de losneutrones. Quizá la clave fuera la obtención de helio-3 natural, pero éste es extremadamente raro en la Tierra. Hayque tener en cuenta que el poco helio-3 natural que se produce por radiactividad tiende a escapar de nuestra densaatmósfera. Lo curioso es que dicho isótopo es abundante en la Luna. Se encuentra esparcido por su superficie yproviene del viento solar que durante miles de millones de años ha bañado la desnuda superficie lunar con suspartículas ionizadas. Este helio lunar podría ser, en un futuro, la clave para los reactores de fusión.Mientras tanto se está investigando en materiales que aunque se activen, solo den lugar a isótopos de vida mediacorta, con lo que dejando reposar un periodo corto a esos materiales, podrían considerarse como residuosconvencionales (no radiactivos). El problema principal, en cualquier caso, seguiría estando en la dificultad demantener en condiciones al armazón del núcleo sin que este se deteriorara y hubiese que cambiarlo cada pocotiempo.

Véase también• Anexo:Reactores nucleares• Procesos nucleares• Energía nuclear• Fisión nuclear• Fusión nuclear• Combustible nuclear• Moderador nuclear• Residuo nuclear• Reprocesamiento nuclear• Transmutación• Propulsión nuclear• Reactores nucleares naturales• Edificio de contención• EPR (European Pressurised Water Reactor)• Radiactividad

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Referencias[1] Número de reactores de cada tipo en el mundo (en inglés) (http:/ / www. world-nuclear. org/ info/ inf32. html)

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Reactor nuclear.Commons• Los peligros de los reactores nucleares (http:/ / www. greenpeace. org/ raw/ content/ espana/ reports/

los-peligros-de-los-reactores. pdf), un informe de Helmut Hirsch, Oda Becker, Mycle Schneider y AntonyFroggatt para Greenpeace.

• La producción de electricidad de origen nuclear en España. CSIC (http:/ / www. ieg. csic. es/ age/ boletin/ 33/3304. pdf)

• Información sobre reactores nucleares. Foro nuclear (http:/ / www. foronuclear. org/ energia_nuclear_mundo. jsp)• ¿Qué es un reactor nuclear?. Físicanet (http:/ / www. fisicanet. com. ar/ energias/ nuclear/ en04_energia_nuclear.

php)• Ingeniería Nuclear (http:/ / www. ib. edu. ar/ )• Reactor Nuclear CAREM - moderna central eléctrica de diseño argentino (http:/ / www. ciencia-tecnologia. com.

ar/ desarrollos_av/ reactor_carem. htm)

Central nuclear

Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un evento actualmente en curso.La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos y recuerdacolocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

Maqueta de una central nuclear tipo PWR.

Una central nuclear o planta nuclear es una instalación industrialempleada para la generación de energía eléctrica a partir de energíanuclear.Se caracteriza por el empleo de combustible nuclear compuestobásicamente de material fisionable que mediante reacciones nuclearesproporcionan calor que a su vez es empleado a través de un ciclotermodinámico convencional para producir el movimiento dealternadores que transforman el trabajo mecánico en energía eléctrica.

Estas centrales constan de uno o mas reactores. El núcleo de unreactor nuclear consta de un contenedor o vasija en cuyo interior sealbergan bloques de un material aislante de la radioactividad,comunmente se trata de grafito o de hormigón relleno de combustible nuclear formado por material fisible(uranio-235 o plutonio-239). En el proceso se establece una reacción sostenida y moderada gracias al empleo deelementos auxiliares que absorben el exceso de neutrones liberados manteniendo bajo control la reacción en cadenadel material radiactivo; a estos elementos se les denominan moderadores.

Rodeando al núcleo de un reactor nuclear está el reflector cuya función consiste en devolver al núcleo parte de losneutrones que se fugan de la reacción.Las barras de control que se sumergen facultativamente en el reactor, sirven para moderar o acelerar el factor demultiplicación del proceso de reacción en cadena del circuito nuclear.El blindaje especial que rodea al reactor, absorbe la radiactividad emitida en forma de neutrones, radiación gamma,partículas alfa y partículas beta.Un circuito de refrigeración externo ayuda a extraer el exceso de calor generado.

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Torres de refrigeración de la central nuclear deCofrentes, España, expulsando vapor de agua.

Central nuclear en Río de Janeiro, Brasil.

Las instalaciones nucleares son construcciones complejas por lavariedad de tecnologías industriales empleadas y por la elevadaseguridad con la que se les dota. Las características de la reacciónnuclear hacen que pueda resultar peligrosa si se pierde su control yprolifera por encima de una determinada temperatura a la que fundenlos materiales empleados en el reactor, así como si se producen escapesde radiación nociva por esa u otra causa.La energía nuclear se caracteriza por producir, además de una grancantidad de energía eléctrica, residuos nucleares que hay que albergaren depósitos aislados y controlados durante largo tiempo. A cambio, noproduce contaminación atmosférica de gases derivados de lacombustión que producen el efecto invernadero, ni precisan el empleode combustibles fósiles para su operación. Sin embargo, las emisionescontaminantes indirectas derivadas de su propia construcción, de lafabricación del combustible y de la gestión posterior de los residuosradiactivos (se denomina gestión a todos los procesos de tratamiento delos residuos, incluido su almacenamiento) no son despreciables.

En España las centrales nucleares generaron el 20 % de la energíaeléctrica necesaria en 2008.[1]

Funcionamiento

Central nuclear con un reactor de agua a presión. (PWR) 1- Edificio de contención. 2-Torre de refrigeración. 3- Reactor mariposita. 4- Barras de control. 5- Acumulador de

presión. 6- Generador de vapor. 7- Combustible nuclear. 8- Turbina. 9- Generadoreléctrico. 10- Transformador. 11- Condensador. 12- Vapor. 13- Líquido saturado. 14-Aire ambiente. 15- Aire húmedo. 16- Río. 17- Circuito de refrigeración. 18- Circuitoprimario. 19- Circuito secundario. 20- Emisión de aire húmedo (con vapor de agua).

Las centrales nucleares constanprincipalmente de cuatro partes:• El reactor nuclear, donde se produce

la reacción nuclear.• El generador de vapor de agua (sólo

en las centrales de tipo PWR).• La turbina, que mueve un generador

eléctrico para producir electricidadcon la expansión del vapor.

• El condensador, un intercambiadorde calor que enfría el vaportransformándolo nuevamente enlíquido.

El reactor nuclear es el encargado derealizar la fisión o fusión de los átomosdel combustible nuclear, como uranio,generando como residuo el plutonio,liberando una gran cantidad de energíacalorífica por unidad de masa decombustible.

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El generador de vapor es un intercambiador de calor que transmite calor del circuito primario, por el que circula elagua que se calienta en el reactor, al circuito secundario, transformando el agua en vapor de agua que posteriormentese expande en las turbinas, produciendo el movimiento de éstas que a la vez hacen girar los generadores,produciendo la energía eléctrica. Mediante un transformador se aumenta la tensión eléctrica a la de la red detransporte de energía eléctrica.Después de la expansión en la turbina el vapor es condensado en el condensador, donde cede calor al agua fríarefrigerante, que en las centrales PWR procede de las torres de refrigeración. Una vez condensado, vuelve al reactornuclear para empezar el proceso de nuevo.Las centrales nucleares siempre están cercanas a un suministro de agua fría, como un río, un lago o el mar, para elcircuito de refrigeración, ya sea utilizando torres de refrigeración o no.Véanse también: PWR y BWR

Seguridad[2] [3]

Como cualquier actividad humana, una central nuclear de fisión conlleva riesgos y beneficios. Los riesgos debenpreverse y analizarse para poder ser mitigados. A todos aquellos sistemas diseñados para eliminar o al menosminimizar esos riesgos se les llama sistemas de protección y control. En una central nuclear de uso civil se utilizauna aproximación llamada defensa en profundidad. Esta aproximación sigue un diseño de múltiples barreras paraalcanzar ese propósito. Una primera aproximación a las distintas barreras utilizadas (cada una de ellas múltiple), defuera adentro podría ser:1. Autoridad reguladora: es el organismo encargado de velar que el resto de barreras se encuentren en perfecto

funcionamiento. No debe estar vinculado a intereses políticos ni empresariales, siendo sus decisiones vinculantes.2. Normas y procedimientos: todas las actuaciones deben regirse por procedimientos y normas escritas. Además se

debe llevar a cabo un control de calidad y deben estar supervisadas por la autoridad reguladora.3. Primera barrera física (sistemas pasivos): sistemas de protección intrínsecos basados en las leyes de la física que

dificultan la aparición de fallos en el sistema del reactor. Por ejemplo el uso de sistemas diseñados con reactividadnegativa o el uso de edificios de contención.

4. Segunda barrera física (sistemas activos): Reducción de la frecuencia con la que pueden suceder los fallos. Sebasa en la redundancia, separación o diversidad de sistemas de seguridad destinados a un mismo fin. Por ejemplolas válvulas de control que sellan los circuitos.

5. Tercera barrera física: sistemas que minimizan los efectos debidos a sucesos externos a la propia central. Comolos amortiguadores que impiden una ruptura en caso de sismo.

6. Barrera técnica: todas las instalaciones se instalan en ubicaciones consideradas muy seguras (baja probabilidad desismo o vulcanismo) y altamente despobladas.

7. Salvaguardas técnicas.Además debe estar previsto qué hacer en caso de que todos o varios de esos niveles fallaran por cualquiercircunstancia. Todos, los trabajadores u otras personas que vivan en las cercanías, deben poseer la información yformación necesaria. Deben existir planes de emergencia que estén plenamente operativos. Para ello es necesario quesean periódicamente probados mediante simulacros. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia: unointerior y uno exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre otras medidas, planes de evacuación dela población cercana por si todo lo demás fallara.

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Gráfica con los datos de los sucesos notificados al CSN por lascentrales nucleares españolas en el periodo 1997-2006.[4] [5] [6] [7]

Aunque los niveles de seguridad de los reactores detercera generación han aumentado considerablementecon respecto a las generaciones anteriores, no esesperable que varíe la estrategia de defensa enprofundidad. Por su parte, los diseños de los futurosreactores de cuarta generación se están centrando enque todas las barreras de seguridad sean infalibles,basándose tanto como sea posible en sistemas pasivos yminimizando los activos. Del mismo modo,probablemente la estrategia seguida será la de defensaen profundidad.

Cuando una parte de cualquiera de esos niveles,compuestos a su vez por múltiples sistemas y barreras,falla (por defecto de fabricación, desgaste, o cualquier otro motivo), se produce un aviso a los controladores que a suvez se lo comunican a los inspectores residentes en la central nuclear. Si los inspectores consideran que el fallopuede comprometer el nivel de seguridad en cuestión elevan el aviso al organismo regulador (en España el CSN). Aestos avisos se les denomina sucesos notificables.[8] [9] En algunos casos, cuando el fallo puede hacer que algúnparámetro de funcionamiento de la central supere las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) definidasen el diseño de la central (con unos márgenes de seguridad), se produce un paro automático de la reacción en cadenallamado SCRAM. En otros casos la reparación de esa parte en cuestión (una válvula, un aspersor, una compuerta,...)puede llevarse a cabo sin detener el funcionamiento de la central.

Si cualquiera de las barreras falla aumenta la probabilidad de que suceda un accidente. Si varias barreras fallan encualquiera de los niveles, puede finalmente producirse la ruptura de ese nivel. Si varios de los niveles fallan puedeproducirse un accidente, que puede alcanzar diferentes grados de gravedad. Esos grados de gravedad se organizaronen la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES) por el OIEA y la AEN, iniciándose la escala en el 0 (sinsignificación para la seguridad) y acabando en el 7 (accidente grave). El incidente (denominados así cuando seencuentran en grado 3 o inferiores)Vandellós I en 1989, catalogado a posteriori (no existía ese año la escala enEspaña) como de grado 3 (incidente importante).[10]

La ruptura de varias de estas barreras (no existía independencia con el gobierno, el diseño del reactor era dereactividad positiva, la planta no poseía edificio de contención, no existían planes de emergencia, etc.) causó elaccidente nuclear más grave ocurrido: el accidente de Chernóbil, de nivel 7 en la Escala Internacional de AccidentesNucleares (INES).Véanse también: Principios fundamentales de la seguridad, Defensa en profundidad y Edificio de contención

Véanse también: Accidente nuclear, Lista de accidentes nucleares y Lista de accidentes nucleares civiles

Sistema de refrigeración en una central nuclearEl sistema de refrigeración se encarga de que no se sobrecaliente el reactor y esto produzca una fusión en el núcleodel reactor. Funciona de la siguiente manera: Mediante un caudal de agua de 44.600 kg/s aportado por un tercercircuito semiabierto, denominado "Sistema de Circulación", se realiza la refrigeración del condensador. Este sistemaconsta de dos torres de refrigeración de tiro natural, un canal de recogida del agua y las correspondientes bombas deimpulsión para la refrigeración del condensador y elevación del agua a las torres. El caudal de agua evaporado por latorre es restituido a partir de la toma de agua en un azud de un río próximo.

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Tipo de centrales nuclearesExisten muchos tipos de centrales nucleares cada una con sus propias ventajas e inconvenientes. En primer lugar haycentrales basadas en fisión nuclear y en fusión nuclear, aunque estas se encuentran actualmente en fase experimentaly son solo de muy baja potencia.A partir de aquí, nos centraremos en las centrales de fisión. Estas se dividen en dos grandes grupos: por un lado losreactores térmicos y por otro los rápidos. La diferencia principal entre estos dos tipos de reactores es que losprimeros presentan moderador y los últimos no. Los reactores térmicos(los más utilizados en la actualidad) necesitanpara su correcto funcionamiento que los neutrones emitidos en la fisión, de muy alta energía sean frenados por unasustancia a la que se llama moderador, cuya función es precisamente esa. Los reactores rápidos(de muy altaimportancia en la generación III+ y IV)sin embargo no precisan de este material ya que trabajan directamente con losneutrones de elevada energía sin una previa moderación.Los reactores térmicos se clasifican según el tipo de moderador que utilizan, asi tenemos:• Reactores moderados por agua ligera.

• Reactores tradicionales• LWR (Light Water Reactor) De diseño occidental

• PWR (Pressurized Water Reactor)• BWR (Boiling Water Reactor)

• VVER De diseño ruso.• Reactores avanzados (basados en los anteriores pero con grandes mejoras en cuanto a seguridad)• AP1000 (Advanced Pressurized Reactor)Basado en el PWR• EPR (European Pressurized Reactor)Basado en PWR• ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)Basado en BWR• VVER 1000 basado en el VVER

• PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor)Reactores moderados por agua pesada• CANDU (Canadian Natural Deuterium Uranium)

• Reactores moderados con grafito• Reactores tradicionales (generalmente refrigerados por gas)

• RBMK el de Chernobil refrigerado por agua• MAGNOX de diseño ingles• GCR (Gas Carbon Reactor) de diseño francés

• Reactores avanzados• AGR (Advanced Gas Reactor) reactor avanzado basado en el GCR• HTGR (High Tamperature gas reactor) reactor de gas de alta temperatura• PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)

Por otra parte tenemos los reactores rápidos, todos ellos avanzados, conocidos como FBR (fast breeder reactors):• Refrigerados por metales liquidos

• sodio• plomo• plomo-bismuto

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Centrales nucleares en países latinos

Centrales nucleares en Argentina

Atucha I en la Provincia de BuenosAires,Argentina

• Atucha I. Situada en la ciudad de Lima, partido de Zarate, distante a100 km de la ciudad de Buenos Aires, Provincia de Buenos Aires. TipoPHWR. Potencia 1.179 MWt. Inaugurada en 1974. Fue la primeracentral nuclear de Latinoamérica destinada a la producción de energíaeléctrica de forma comercial.

• Atucha II. Situada en la ciudad de Lima, partido de Zarate, distante a115 km de la ciudad de Buenos Aires, Provincia de Buenos Aires. TipoPHWR. Potencia 2.175 MWt. En fase final de construcción. Estáprevista su entrada en servicio durante (2011).[11]

• Embalse. Situada en Embalse, Provincia de Córdoba. Tipo PHWR.Potencia 2.109 MWt. Inaugurada en 1984.

Centrales nucleares en EspañaCentrales nucleares en España:[12]

Instalaciones nucleares en España.

• Santa María de Garoña. Situada enGaroña (Burgos). Construida entre 1966y 1970. Puesta en marcha en 1970. TipoBWR. Potencia 466 MWe. Surefrigeración es abierta al río Ebro. Cierreprogramado para julio de 2013.[13]

• Almaraz I. Situada en Almaraz(Cáceres). Puesta en marcha en 1980.Tipo PWR. Potencia 980 MWe. Surefrigeración es abierta al embalseartificial (creado para ese fin) deArrocampo.

• Almaraz II. Situada en Almaraz(Cáceres). Puesta en marcha en 1983.Tipo PWR. Potencia 984 MWe. Surefrigeración es abierta al embalseartificial (creado para ese fin) deArrocampo.

• Ascó I. Situada en Ascó (Tarragona). Puesta en marcha en 1982. Tipo PWR. Potencia 1.032,5 MWe.• Ascó II. Situada en Ascó (Tarragona). Puesta en marcha en 1985. Tipo PWR. Potencia 1.027,2 MWe.• Cofrentes. Situada en Cofrentes (Valencia). Puesta en marcha en 1984. Tipo BWR. Potencia 1.097 MWe.• Vandellós II. Situada en Vandellós (Tarragona). Puesta en marcha en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.087,1 MWe.• Trillo. Situada en Trillo (Guadalajara). Puesta en marcha en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.066 MWe.Proyectos paralizados en la moratoria nuclear:• Lemóniz I y II (Vizcaya).• Valdecaballeros I y II (Badajoz).• Trillo II (Guadalajara).

Central nuclear 42

• Escatrón I y II (Zaragoza).• Santillán (Cantabria).• Regodela (Lugo).• Sayago (Zamora).Centrales desmanteladas o en proceso de desmantelamiento:• Vandellós I. Situada en Vandellós y Hospitalet del Infant (Tarragona). Puesta en marcha en 1972. Clausurada en

1989. Potencia 480 MW.• José Cabrera. Situada en Almonacid de Zorita (Guadalajara). Puesta en marcha en 1968 y parada definitiva en

2006. Tipo PWR. Potencia 160 MW.

Centrales nucleares en México• Laguna Verde I en Punta Limón, Veracruz, México. Inaugurada en 1989. Potencia: 1365 MWe.• Laguna Verde II en Punta Limón, Veracruz, México. Inaugurada en 1995.• Centro Nuclear Dr. Nabor Carrillo Flores en Ocoyoacac, Estado de México, México. Inaugurada en 1968.

Potencia: 1000 KWe.

Centrales nucleares en Brasil• Angra dos Reis, situada en Angra dos Reis, Río de Janeiro - 2 unidades PWR.

Véase también• Energía nuclear• Energía nuclear en España• Reactor nuclear• Abandono de la energía nuclear• Anexo:Accidentes nucleares• Anexo:Accidentes nucleares civiles• Accidente de Chernóbil• Edificio de contención• Lista de reactores nucleares

Referencias[1] Informe 2008 (http:/ / www. ree. es/ sistema_electrico/ informeSEE. asp) REE[2] Tema de Seguridad del concurso-oposición para el acceso al Consejo de Seguridad Nuclear (primer ejercicio) (http:/ / www. csn. es/

descarga/ ParteC2004. zip)[3] Tema de Seguridad del concurso-oposición para el acceso al Consejo de Seguridad Nuclear (tercer ejercicio) (http:/ / www. csn. es/ descarga/

partea. zip)[4] Proyecto final de carrera de Raquel Callarisa. De la fig. 5.4 (pag. 40) (https:/ / upcommons. upc. edu/ pfc/ bitstream/ 2099. 1/ 2892/ 1/

50401-1. pdf)[5] Sucesos notificables en 2000, 2001 y 2003 (http:/ / nodo50. net/ tortuga/ article. php3?id_article=622)[6] Consumer Eroski, Sucesos notificables en 2002 (http:/ / www. consumer. es/ web/ es/ salud/ 2003/ 11/ 26/ 91683. php), acceso 1 de diciembre

de 2007.[7] El Mundo, Sucesos notificables en 2004 y 2005 (http:/ / www. elmundo. es/ elmundo/ 2006/ 07/ 07/ ciencia/ 1152264358. html), acceso 1 de

diciembre de 2007.[8] Resolución cuarta de la comisión de economía y hacienda Del congreso de los diputados de fecha 17 de diciembre de 2003, por la que se insta

al CSN para que remita un informe sobre los criterios utilizados para la clasificación de sucesos notificables e información al público y suimplicación en la experiencia operativa interior y exterior. (http:/ / www. csn. es/ descarga/ resol_ec_ha_4. pdf)

[9] R. Callarisa. Proyecto Fin de Carrera. Métodos de análisis de sucesos notificables en centrales nucleares para su valoración como sucesosiniciadores de accidentes y su clasificación en la escala de seguridad INES. Aplicación en las centrales nucleares catalanas. (2005). (http:/ /upcommons. upc. edu/ pfc/ bitstream/ 2099. 1/ 2892/ 1/ 50401-1. pdf)

Central nuclear 43

[10] Web del CSN con información sobre la escala INES y las implicaciones de cada uno de los grados definidos (http:/ / www. csn. es/plantillas/ frame_nivelult. jsp?id_nodo=681& & & keyword=& auditoria=F)

[11] http:/ / www. atucha2. com/[12] Mapa con situación e información sobre las centrales nucleares españolas (http:/ / www. csn. es/ plantillas/ frame_mapaCentrales.

jsp?id_nodo=255& & & keyword=& auditoria=F)[13] « Zapatero prorroga Garoña hasta 2013 (http:/ / www. publico. es/ espana/ 236170/ zapatero/ prorroga/ garona)». Público (2 de julio de

2009). Consultado el 2-7-2009.

• DTV-Atlas zur Atomphysik. Deutscher Taschenbuch Verlag GmbH & Co. KG. München 1.976 (Germany)• Versión en castellano: ISBN 84-206-6207-0 Atlas de Física Atómica. Alianza Atlas.Alianza Editorial S.A.

Madrid 1.988 (Spain) Edición actualizada.

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Centrales nucleares. Commons• Consejo Seguridad Nuclear (http:/ / www. csn. es)• Foro Nuclear (http:/ / www. foronuclear. org)• Central Almaraz-Trillo (http:/ / www. cntrillo. es)• Asociación Nuclear Ascó-Vandellós II (http:/ / www. anav. es/ esp/ a0001. htm)• Nuclenor - Central nuclear Santa María de Garoña (http:/ / www. nuclenor. org)• Comisión Nacional de Energía Atómica de Argentina (http:/ / www. cnea. gov. ar)• Nucleoeléctrica Argentina S.A. (http:/ / www. na-sa. com. ar)• Energía nuclear... ¿sí o no? (http:/ / www. elmundo. es/ especiales/ 2006/ 04/ ciencia/ energia_nuclear/ )• Centrales nucleares - Endesa Educa (http:/ / www. endesaeduca. com/ recursos-interactivos/

produccion-de-electricidad/ x. -las-centrales-nucleares)

Escala Internacional de Accidentes Nucleares

Representación piramidal de la Escala INES

La Escala Internacional de EventosNucleares (más conocida por sussiglas en inglés, INES -InternationalNuclear Event Scale-) fue introducidapor la OIEA para permitir lacomunicación sin falta de informaciónimportante de seguridad en caso deaccidentes nucleares y facilitar elconocimiento de los medios decomunicación y la población de suimportancia en materia de seguridad.Se ha definido un número de criterios eindicadores para asegurar lainformación coherente de acontecimientos nucleares por autoridades oficiales diferentes. Hay 7 niveles en la escala:

Escala Internacional de Accidentes Nucleares 44

Los niveles de gravedadLos sucesos de nivel 1 - 3, sin consecuencia significativa sobre las poblaciones y el medio ambiente, se califican deincidentes, los superiores (4 a 7), de accidentes. El último nivel corresponde a un accidente cuya gravedad escomparable al ocurrido el 26 de abril de 1986 en la central de Chernóbil.

7Accidente grave

6Accidente importante

5Accidente con riesgo fuera del emplazamiento

4Accidente sin riesgo fuera del emplazamiento

3Incidente importante

2Incidente

1Anomalía

0Desviación (Sin significación para la seguridad)

Detalles

Nivel 7 INES: Accidente mayor• Impacto en las personas y el medio ambiente. Se produce una mayor liberación de material radiactivo que pone

en riesgo la salud general y el medio ambiente y requiere la aplicación de medidas de contraposición.Ejemplo: Accidente de Chernóbil

Nivel 6 INES: Accidente serio• Impacto sobre las personas y el medio ambiente. Se produce la liberación de material radiactivo que requiera

una probable aplicación de medidas de contraposición.Ejemplo: Desastre de Kyshtym.

Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un desastre reciente.La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos yrecuerda colocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

Según el presidente de la Autoridad de la Seguridad Nuclear de Francia, André-Claude Lacoste, también entraríadentro de esta categoría el Accidente de Fukushima[1] . Sin embargo las autoridades japonesas categorizan esteaccidente como nivel 5, además la OMS dice que no hay riesgo para la salud y señala "que no hay pruebas en estemomento de ninguna importante propagación internacional desde la planta nuclear" y tampoco cree que haya peligropara la salud para la gente fuera de la zona de evacuación. [2]

Escala Internacional de Accidentes Nucleares 45

Nivel 5 INES: Accidente con consecuencias amplias• Impacto sobre las personas o el medioambiente. Liberación limitada de material radiactivo que pueda requerir

la aplicación de medidas de contraposición. Varias muertes por radiación.Ejemplo: Incendio de Windscale[3] , accidente radiológico de Goiânia.[4] [5]

• Daños en los obstáculos radiológicos y el control.• Se producen graves daños al núcleo del reactor y se produce la liberación de material radiactivo en una

instalación que genera riesgos de exposición pública que podría derivarse de un accidente crítico o el fuego.Ejemplo: Accidente de Three Mile Island.

Nivel 4 INES: Accidente con consecuencias locales• Impacto sobre las personas o el medio ambiente. Liberación menor de material radiactivo que pueda requerir,

aunque de forma poco probable, la aplicación de medidas de contraposición. Al menos una muerte por radiación.• Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Combustible fundido o dañado y liberación de cantidades

significativas de radiación con probabilidad de exposición pública.Ejemplo: Accidentes de Tokaimura Accidente nuclear del reactor RA-2,Argentina

Nivel 3 INES: incidente grave• Impacto en las personas y el medio ambiente. Exposición de 10 o más veces el límite legal anual para los

trabajadores y efectos no letales producidos por la radiación.• Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Exposición de más de 1 Sv / h en una zona de trabajo.• Impacto en la defensa en profundidad

Ejemplo: Incidente de la central nuclear de Vandellós

Nivel 2 INES: incidente• Impacto en las personas y el medio ambiente. Exposición de un miembro del público a más de 10 mSv y

exposición de un trabajador en exceso a los límites legales anuales.• Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Nivel de radiación en una zona operativa de más de 50 mSv /

h y contaminación significativa dentro de la instalación no preparada en el diseño.• Impacto en la defensa en profundidad.

Ejemplo: Incidente en la central nuclear de Ascó

Nivel 1 INES: anomalía• Impacto en la defensa en profundidad. Exposición mayor a los límites legales anuales de un miembro del

público, problemas menores con elementos y componentes de seguridad con la defensa en profundidad restante yrobo o pérdida de una fuente de radiactividad de baja intensidad.

Nivel 0 INES: desviación• Ninguna importancia para la seguridad.

Fuera de escalaCualquier evento que no cumpla con ninguna de las condiciones especificadas en alguno de los distintos nivelesINES.

Escala Internacional de Accidentes Nucleares 46

Referencias[1] ¿Qué es la escala INES?. La escala Internacional de Eventos Nucleares clasifica la gravedad de los accidentes del 0 al 7.- Japón reconoce un

nivel 4 al accidente de Fukushima, mientras Francia le atribuye un 6, 15/3/2011, El País (http:/ / www. elpais. com/ articulo/ internacional/escala/ INES/ elpepuint/ 20110315elpepuint_23/ Tes)

[2] EE UU alerta de radiaciones "extremadamente altas" en la central nuclear de Fukushima, 16/3/2011, El País (http:/ / www. elpais. com/articulo/ internacional/ OIEA/ confirma/ danos/ nucleos/ reactores/ Fukushima/ elpepuint/ 20110316elpepuint_1/ Tes)

[3] Windscale, en Wikipedia (http:/ / es. wikipedia. org/ wiki/ Windscale)[4] La revisión de la Escala Internacional de Sucesos Nucleares y Radiológicos (INES) amplía su alcance, en IAEA (http:/ / www. iaea. org/

Publications/ Magazines/ Bulletin/ Bull511/ Spanish/ 51102744649_es. pdf)[5] Distintos niveles de exposición radiactiva en mSv, 16/3/2011 (http:/ / www. publico. es/ internacional/ 366378/

los-distintos-niveles-de-exposicion-radiactiva-grafico) - Público (España)

Véase también• Accidente nuclear• Accidentes nucleares civiles

Enlaces externos• La INES explicada en el sitio de la CSN (Consejo de Seguridad Nuclear) (http:/ / www. csn. es/ plantillas/

frame_nivelult. jsp?id_nodo=681& & & keyword=& auditoria=F)• International Nuclear Event Scale (INES), IAEA (http:/ / www-ns. iaea. org/ tech-areas/ emergency/ ines. htm)• International Nuclear Events Scale (http:/ / www. iaea. org/ Publications/ Factsheets/ English/ ines. pdf), INES• Distintos niveles de exposición radiactiva en mSv, 16/3/2011 (http:/ / www. publico. es/ internacional/ 366378/

los-distintos-niveles-de-exposicion-radiactiva-grafico) - Público (España)

Accidente nuclear de Fukushima I 47

Accidente nuclear de Fukushima I

Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un desastre reciente.La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos yrecuerda colocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

Foto aérea de la planta antes del accidente.Cuando esta foto fue tomada, en 1975, el reactor

6 estaba en construcción.

El accidente nuclear de Fukushima I comprende una serie deincidentes, tales como explosiones en los edificios que albergan losreactores nucleares, fallos en los sistemas de refrigeración o liberaciónde radiación al exterior, que se están registrando en las instalaciones dela central nuclear Fukushima I en Japón, a consecuencia de losdesperfectos ocasionados por el terremoto, y posterior tsunami, queafectó al noreste de Japón en la jornada del 11 de marzo de 2011.

Los primeros fallos técnicos se registraron en el mismo día en que seprodujo el sismo, el 11 de marzo, con la parada de los sistemas derefrigeración de dos de los reactores y de cuatro generadores deemergencia. A consecuencia de estos incidentes, algunos expertoscomenzaron a alertar acerca de la posibilidad de una fusión de núcleo.Sin embargo, la situación hubo de complicarse en los siguientes díascon explosiones e incendios en los complejos que albergan losreactores 1, 2, 3 y 4. El reactor 3 emplea un combustible denominado"MOX" formado por una mezcla de uranio más plutonio que lo haceespecialmente peligroso.[1]

Dada la magnitud del incidente, pronto las autoridades decretaron el«estado de emergencia nuclear» y procedieron a la adopción demedidas urgentes encaminadas a paliar los efectos del accidente, comofueron la evacuación de la población residente en las zonas adyacentes(con un aumento progresivo del perímetro de seguridad) o lamovilización de las fuerzas armadas para intentar controlar lasituación. Además, con el transcurso de los días se fueron tomandonuevas decisiones, como inyectar agua marina y ácido bórico enalguno de los reactores, suministrar yoduro de potasio a la población o alejar los vuelos de la aviación civil delentorno de la central afectada. Las medidas adoptadas, tanto las dirigidas a controlar el accidente nuclear como lasenfocadas a garantizar la estabilidad del sistema financiero nipón, fueron respaldadas por organismos tales como laOrganización Mundial de la Salud o el Fondo Monetario Internacional.

Accidente nuclear de Fukushima I 48

La centralLa central nuclear Fukushima I (福島第一原子力発電所 Fukushima Dai-Ichi Genshiryoku Hatsudensho?,Fukushima I NPP, 1F), se compone de seis reactores nucleares del tipo BWR que juntos constituyen uno de los 25mayores complejos de centrales nucleares del mundo con una potencia total de 4.7 GW. Fue construida y gestionadaindependientemente por la compañía japonesa TEPCO.

Unidad Tipo de reactor Inicio de operaciones Potencia eléctrica

Fukushima I – 1 BWR-3 26 de marzo de 1971 460 megavatios[2]

Fukushima I – 2 BWR-4 18 de julio de 1974 784 megavatios[2]

Fukushima I – 3 BWR-4 27 de marzo de 1976 784 megavatios[2]

Fukushima I – 4 BWR-4 18 de abril de 1978 784 megavatios[2]

Fukushima I – 5 BWR-4 12 de octubre de 1978 784 megavatios

Fukushima I – 6 BWR-5 24 de octubre de 1979 1 100 megavatios

Historial de acontecimientos

Localización geográfica del complejo.

11 de marzo de 2011

Parada de los reactores

El 11 de marzo de 2011, a las 14:46 JST (tiempo estándar deJapón (UTC+9)) se produce un terremoto de 9.0 MW, en lacosta nordeste de Japón. Ese día los reactores 1, 2 y 3, estabanoperando mientras que las unidades 4, 5 y 6 estaban en cortepor una inspección periódica.[3] Cuando el terremoto fuedetectado, las unidades 1, 2 y 3 se apagaron automáticamente(llamado SCRAM en reactores con agua en ebullición)[4] .

Fallos en los sistemas de refrigeración

Debido a la interrupción de energía eléctrica a los sistemas derefrigeración fue necesaria la entrada en funcionamiento delos sistemas auxiliares de generación eléctrica para seguirbombeando agua de refrigeración al núcleo, pero el posterior tsunami también inutilizó estos generadores diésel a las15:41, provocando una subida de la temperatura.[5] [6]

Liberación de gas en el reactor I

En el reactor I se detectó una alta presión de vapor alcanzando alrededor de dos veces el máximo permitido. Laempresa Tokyo Electric Power Company decidió liberar vapor, que contenía material radioactivo, para reducir lapresión en el interior del reactor. Este vapor estalla destrozando la mitad del edificio de contención secundaria. Lacámara de contención principal resiste. Posteriormente intentan enfriar el núcleo restableciendo el bombeo derefrigeración, incluso con agua de mar enriquecida con ácido bórico[7] que actúa como barra de control líquida.[8] Latemperatura desciende y parece controlarse el problema.

Accidente nuclear de Fukushima I 49

Medidas de seguridad

Las autoridades dieron una categoría de 4 en una escala de 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nuclearesevacuando a más 45 000 personas y comenzando a distribuir Yodo, elemento eficaz contra el cáncer de tiroidesderivado de la exposición a la radiación, calificando este incidente como el más grave desde el Accidente deChernóbil.[9] [10] Sin embargo, el Accidente de Three Mile Island fue de categoría 5 de 7 en la Escala Internacionalde Accidentes Nucleares, el cual es 10 (diez) veces más grave que 4, categoría con la que fue catalogado esteaccidente, según dice al comienzo de este párrafo.

12 de marzo de 2011

Explosión en el edificio del reactor 1 (primera)

Reactor I antes de la explosión (Before) y después de la misma (After) en unarecreación digital.

En la tarde del día 12 (11h UTC) se produjo unaexplosión en la central que derribó parte deledificio, la cual se atribuye a la liberación dehidrógeno desde el núcleo del reactor, el cualreaccionó con el oxigeno, produciendo unacombustión,[11]

La acumulación de hidrógeno fue la causante deuna explosión a las 15:36 (hora local, 6:36GMT),[11] que no llegó a afectar al edificio decontención. Después de ello se intentó refrigerarel reactor con agua de mar y ácido bórico.[11]

Problemas en reactor 3

El reactor 3 presenta problemas en su sistema de enfriamiento de emergencia, por lo cual las autoridades están en labúsqueda de proveer de agua al núcleo del reactor para evitar la fusión del mismo.[12]

13 de marzo de 2011

Fusión del núcleo

Ver Fusión de núcleo.Existe evidencia de por lo menos una fusión parcial del combustible en el núcleo del reactor I, al encontrarse cesio yyodo radioactivos en la entrada de este reactor, se confirma la fusión parcial de uranio.[13]

El día 13 de marzo, el gobierno japonés informó de la fusión parcial de los núcleos de los reactores 1 y 3.[11]

14 de marzo de 2011

Explosión en el edificio del reactor 3 (segunda)

El 14 de marzo, a las 11:01 a.m., hora japonesa, se registró una explosión de hidrógeno en el edificio del reactornúmero 3. Según informó la Agencia de Seguridad Nuclear e Industrial (NISA) en un informe remitido al OrganismoInternacional de Energía Atómica (OIEA), la estructura que contiene el reactor "está intacta".[14] Según dijo hoy elportavoz del Gobierno Japonés, Yukio Edano, "la vasija que contiene el núcleo del reactor permanece intacta tras laexplosión". En una conferencia de prensa separada, el director gerente de Tokyo Electric, Akio Komori, afirmó que"la fusión del núcleo podría ocurrir en el caso de que las barras de combustible quedasen expuestas".

Accidente nuclear de Fukushima I 50

Problemas en el reactor 2

En el comunicado se informaba que el reactor número 2 también tenía algún problema de refrigeración que hacíanecesario inyectarle agua del mar como a los otros dos.[15]

El sistema de refrigeración del reactor número 2 se paró el día 14 de marzo, según ha informado el periódicoYomiuri citando información recibida de la prefectura de Fukushima.Tokyo Electric ha comunicado que el agua de mar usada para enfriar los dos reactores está siendo retenida en lainstalación. El viento en el área de Fukushima sopla a menos de 10 km/h, generalmente en dirección nor-noreste, deacuerdo al informe diario de la Agencia Meteorológica de Japón.[16]

TEPCO, informó que el nivel del agua que cubría el combustible descendió llegando a dejar las barras decombustible al descubierto y no descarta la posible fusión parcial del núcleo número 2 a causa delsobrecalentamiento en ese reactor. Este descenso del nivel del agua se produjo horas después de que la empresa dierapor finalizada la emergencia en éste reactor.[17]

Informes preliminares informan de tres operadores heridos y siete desaparecidos.[18] [19]

Radiación

El Pentágono ordenó alejar los barcos que tiene desplegados en Japón y situarlos fuera de la dirección del viento trasdetectar radioactividad en 17 militares del portaaviones USS Ronald Reagan (CVN-76) que se encontraba 160kilómetros al noreste de la central.[20]

Información

El gobierno francés anunció sus sospechas de que Japón esconde información y minimiza la gravedad delaccidente:[21]

Tenemos la impresión de que estamos al menos en el nivel 5 y sin duda en el nivel 6 (de una escala de 7), y hablobajo la responsabilidad de mis colegas japoneses.

André-Claude Lacoste, presidente de la Autoridad Francesa de Seguridad Nuclear

15 de marzo de 2011

Explosión en el edificio del reactor 2 (Tercera)

Una explosión ocurrió en el edificio del reactor 2 el 15 de marzo a las 6:10 JST (14 de marzo, 21:10 UTC), y elsistema de supresión de presión, el cual se encuentra en la parte de abajo de la vasija de contención, se ha dañado.[22]

[23] Se ha informado que los niveles de radiación exceden el límite legal y los operadores han comenzado a evacuar alos trabajadores de la planta.[24] Tiempo más tarde, la agencia Kyodo News informó de que el nivel de radiaciónllegaba a los 8.217 micro sievert por hora.[25]

Se sospecha la existencia de daños a la vasija del reactor 2,[26] los trabajadores no pueden continuar en la central porla elevada exposición a la radiación y han sido evacuados todos menos 50.[27] [28]

Incendio y fugas radiactivas en el reactor 4

El 15 de marzo se produjo una explosión e incendio en el edificio del reactor 4.[29] La explosión se atribuye aacumulación de hidrógeno catalizado de las barras de combustible depositadas en la piscina de combustible usadodel reactor.Las autoridades japonesas han informado al OIEA que se ha liberado radioactividad a la atmósfera tras la explosióny el incendio.[30] [31]

Accidente nuclear de Fukushima I 51

Reactores 5 y 6

Edano anunció que han fallado los sistemas de refrigeración de los reactores 5 y 6.[32]

16 de marzo de 2011

Nuevo incendio en el reactor 4

A las 5:45h, hora local, aparece un nuevo incendio en el reactor 4, apreciándose llamas en la esquina noroeste deledificio de cuatro plantas.[33]

La Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos dice que las radiaciones en la central son "extremadamentealtas" y que hay "altos niveles de radiación" alrededor del reactor que complican el trabajo de los operarios quetrabajan allí ya que podrían recibir dosis de radiación letales si están expuestos aún durante lapsos breves.[34]

17 de marzo de 2011

TEPCO planea un nuevo tendido eléctrico

TEPCO comunica que iniciará en la mañana del jueves el tendido de una nueva línea eléctrica hacia la central pararestablecer el sistema de refrigeración, línea que planea conectar al tendido de otra compañía y que serviría comofuente auxiliar de alimentación a través de un cuadro eléctrico improvisado. TEPCO comunicó que no pudo realizarla tarea el miércoles debido a los altos niveles de radiación en el complejo, y que completará la tarea lo antes posible,una vez establecidos los procedimientos para que la exposición de los operarios a la radiación sea mínima.[35]

18 de marzo de 2011

Aumenta el nivel de alerta nuclear en Japón

Las autoridades de Japón elevaron el nivel de alerta nuclear de 4 a 5 puntos, en la escala internacional con unmáximo de 7 relativa a los accidentes nucleares. Se sigue trabajando para reponer la energía eléctrica de los reactoresa fin de lograr activar nuevamente la refrigeración por agua. Pero se teme que las bombas de agua hayan sidoafectadas por el maremoto. Por otro lado se esta volcando agua en grandes cantidades en el reactor que conteníaplutonio para enfriarlo y evitar una posible fusión del núcleo.[36]

El director general de la empresa TEPCO, Akio Komiri, ofreció una conferencia de prensa para explicar el desastreque provocaron en la instalación nuclear el terremoto y maremoto.[37]

Se prevén apagones en la región de Kanto así como en Tokio por estos desastres en los próximos días.[cita requerida]

Se prevé que en los próximos días sea conectado un suministro de energía al sistema de enfriamiento para poderpaliar la situación. De no ser posible se tendrá que recurrir a enterrar la instalación nuclear durante cuarenta años enuna mezcla de arena y hormigón reforzado para evitar el escape de radiación indiscriminada que afectaría seriamentetodo el perímetro de seguridad.[38]

Accidente nuclear de Fukushima I 52

Consecuencias

RadiaciónTras el fallo de los sistemas de refrigeración de los reactores de la central nuclear, se realizaron emisionescontroladas de gases radiactivos al exterior para reducir la presión en el recinto de contención.[39] Se emitió alexterior una cantidad no determinada de partículas radiactivas.Pocos días después del accidente se detectó yodo radiactivo en el agua corriente de Tokyo así como altos niveles deradiactividad en leche producida en la proximidad de la central y en espinacas producidas en la vecina Prefectura deIbaraki.[40]

Una semana después del accidente en la central nuclear se pudo detectar en California partículas radiactivasprocedentes de Japón y que habían atravesado el Océano Pacífico. Si bien se descartaba que los niveles de radiacióndetectados fuesen peligrosos.[41]

Daños en las personasEl día 17 de marzo la cifra total de personas afectadas directamente por el incidente en la central era de 23 personasheridas y más de 20 afectadas por contaminación radiactiva. Además hay dos personas desaparecidas, si bien estascifras están sujetas a cambios.[42]

Protección de la poblaciónEl 12 de marzo, las autoridades niponas establecieron en un principio que el accidente había sido de categoría 4 enun máximo de 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares. El 18 de marzo, el OIEA informa que en vistade los daños a los núcleos de los reactores, la autoridad regulatoria nuclear japonesa ha resuelto elevar el nivel delaccidente en los reactores 2 y 3 a categoría 5, y que la pérdida de funciones de refrigeración en la piscina decombustible usado del reactor 4 ha sido clasificada en la categoría 3.[43] El día 15 expertos nucleares francesesopinaron que el accidente debía clasificarse en la categoría 6.[44] [45] [46] En un principio se evacuaron a más 45 000personas en un radio de 20 km alrededor de la central y comenzando a distribuir yodo, el consumo de cuya formaestable (Yodo 127) limita la probabilidad de cáncer de tiroides derivado de la emisión a la atmósfera de yodoradiactivo (I-131). Se ha calificado este incidente como el más grave desde el accidente de Chernóbil.[47] [48] [49] [50]

El 13 de marzo el gobierno aumentó el radio de evacuación de 10 a 20 km llegando a 170.000 personasevacuadas.[48] [39]

La policía estableció controles en un radio de 30 km para impedir el acceso de la población. Se cerraron comercios yedificios públicos y el gobierno recomendó a los habitantes de la zona no salir de sus casas, cerrar ventanas ydesconectar sistemas de ventilación, no beber agua del grifo y evitar consumir productos locales.[51]

Varios países aconsejan no viajar a Japón por el riesgo de contaminación nuclear.[52] [53] [54] además las autoridadespiden a la población permanecer en sus casas, no abrir ventanas e incluso secar ropa dentro de sus casas por lacontaminación radioactiva que se expande por el aire.Muchas personas de la zona también buscan cómo salir del área afectada por lo que aeropuertos cercanos yestaciones de trenes se encuentran saturados y en algunos casos se ha quedado gente a dormir en espera de que eltransporte llegue[55]

Accidente nuclear de Fukushima I 53

Consecuencias políticas• En Alemania, la canciller Angela Merkel tras reunir un gabinete de crisis convocado con motivo de la situación

en Japón, comunicó que hará comprobar la seguridad de las 17 centrales nucleares existentes en el país. Se haestablecido una moratoria de tres meses sobre la ley aprobada en septiembre para extender una media de doceaños la vida de las centrales nucleares alemanas.[56] [57] El día 15 de marzo, Angela Merkel anunció el cierrepreventivo de siete de las 17 centrales nucleares activas, aquellas construidas antes de 1980. El cierre durará almenos durante tres meses.[58]

• En España, la organización Ecologistas en Acción ha pedido el adelanto del cierre de la central nuclear deGaroña, cuyo modelo del reactor es el mismo que los de Fukushima fabricados por General Electric y en elmismo año,[59] y ha organizado una concentración para pedir el cierre de las centrales nucleares.[60]

• El comisario europeo de Energía, Günther Oettinger, afirmó que debe comprobarse rigurosamente la seguridad enlas centrales más antiguas sin descartar el cierre de aquellas que fuese necesario.[61]

• En Suiza, la ministra de Energía, Doris Leuthard anunció que el gobierno ha decidido suspender todos losprocesos de autorización de nuevas centrales nucleares hasta que se examine la seguridad de las ya construidas.Se realizará una inspección federal que analizará las causas exactas de los accidentes de Japón, y se tendrá encuenta para decidir si se revisan las normas al respecto en Suiza.[61]

• El gobierno de Austria (que prohíbe en su constitución la instalación de plantas nucleares en su territorio) pideque se lleven a cabo pruebas de resistencia en todas las centrales nucleares europeas para revisar sus niveles deseguridad.[57]

• En Chile, se ha generado una gran controversia sobre la instalación de centrales nucleares, a raíz de que elgobierno de este país además esta pronto a firmar un acuerdo de cooperación con el gobierno de los EstadosUnidos en materia de energía nuclear[62]

• En Venezuela, se ha cancelado temporalmente el programa de instalación de centrales nucleares con finespacíficos.[cita requerida]

Consecuencias económicasEl índice Nikkei después de dos días de operaciones había perdido más del 14% significando casi 1.400 puntos apesar de una inyección por parte del Banco de Japón de más de 43.761 millones de euros.[63] Si bien en los díassiguientes se produjeron rebotes al alza de más del 5% en un día.[64]

Pocos días después, algunos estudios valoraban en unos 75.500 millones de euros los daños producidos por elterremoto y posterior maremoto en Japón.[65]

Críticas

Críticas a la OIEA de Yuri AndreyevEl 16 de marzo de 2011 Yuri Andreyev (o Yuli Andreev), responsable -después del accidente de Chernóbil- dedescontaminar la ciudad de 1986 a 1991, manifestó que el organismo de la OIEA "es muy cercano a los intereses dela industria nuclear al proceder la mayoría de sus expertos de empresas del sector. Además considera a la OIEA muydébil para tratar catástrofes nucleares por su falta de independencia. En palabras de Andreev: "Después del accidentede Chernóbil, le dije al entonces director del OIEA, Hans Blix, "que era necesario crear una organización cuyafunción fuera tratar con accidentes" pero, evidentemente, no se ha creado.[66] [67] [68]

Accidente nuclear de Fukushima I 54

Críticas al tipo de combustible MOX usado en el reactor IIIYuli Andreev también señaló que el reactor III de la central de Fukushima I era el más peligroso ya que se estabausando el combustible MOX- mezcla de óxido de uranio y óxido de plutonio - que la empresa francesa Areva estabausando experimentalmente en dos centrales nucleares japonesas.[69]

Greenpeace ya en el año 2001 advertía a la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos que el uso delcombustible MOX - facilitado por la empresa francesa AREVA- debía abandonarse por su alto riesgo y dejar deenviarse a la central de Fukushima I ya que los reactores convencionales no estaban preparados para esecombustible. Además, desde 2002, la empresa japonesa TEPCO habría falsificado los controles de calidad. El MOX,que producía mayor rendimiento energético, habría demostrado su inestabilidad y por tanto la dificultad de su controlya que sufría dos diferentes reacciones -la del uranio y la del plutonio- en un mismo reactor.[70] [71] [72]

Véase también• Terremoto y tsunami de Japón de 2011• Central nuclear de Fukushima I• Central nuclear de Fukushima II• Accidente de Chernobyl• Accidente de Three Mile Island• Fusión de núcleo de un reactor.• Accidentes nucleares civiles• Escala Internacional de Accidentes Nucleares

Referencias[1] Andreyev: "En la industria nuclear no hay organismos independientes" "El reactor más peligroso de Fukushima es el 3, porque emplea un

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Accidente nuclear de Fukushima I 56

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[70] [Exposé (http:/ / owni. eu/ 2011/ 03/ 16/ expose-areva-at-the-heart-of-fukushimas-explosive-reactor/ ) Areva at the heart of Fukushima’sexplosive reactor, en http:/ / owni. eu/ 2011/ 03/ 16, Cartas en scribd]

[71] Francia mandará a Japón ingente cargamento de material radiactivo reciclado, Publicado el 04/Marzo/2009 | 12:33, en Explored (http:/ /www. explored. com. ec/ noticias-ecuador/ francia-mandara-a-japon-ingente-cargamento-de-material-radiactivo-reciclado-336745. html)

Accidente nuclear de Fukushima I 57

[72] Greenpeace response to Areva’s MOX transport: A Travelling Security Threat, 6 de marzo de 2009, en [[Greenpeace (http:/ / www.greenpeace. org/ international/ en/ press/ releases/ greenpeace-response-to-areva-s/ )]

Enlaces externos• 12/3/2011 - Fukushima vive el peor accidente nuclear desde Chernobil (http:/ / www. elpais. com/ articulo/

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• 17/3/2011 - Situación de los 6 reactores de la central de Fujushima I (http:/ / www. elpais. com/ graficos/internacional/ Situacion/ reactores/ central/ Fukushima/ elpgraint/ 20110317elpepuint_1/ Ges/ ) - El País

Videos• 12/3/2011 - Video 1ª explosión en Reactor I (http:/ / www. youtube. com/ watch?v=pg4uogOEUrU& NR=1) -

12/3/2011 - Video en Twitvid (http:/ / www. twitvid. com/ LICNU)• 17/3/2011 - Los destrozos en la central de Fukushima (http:/ / www. elpais. com/ videos/ internacional/ destrozos/

central/ Fukushima/ elpepuint/ 20110317elpepuint_1/ Ves/ ), Video grabado por la empresa `propietaria Tepco -Video en YouTube (http:/ / www. youtube. com/ watch?v=lBXqiw6EJUk& feature=rtupdates& src=yt_results&tid=48427782329483264& eid=1300382904529983_182403411_2679974931& l=ow. ly/ 4gBuE)

Accidente de Chernóbil

Central nuclear de Chernóbil en los días posteriores alaccidente.

El accidente de Chernóbil (en ruso Черно́быльскаяава́рия, "Chernóbylskaya aváriya; en idioma ucranianoЧорнобильська катастрофа, "Chornobilʹsʹka katastrofa") esel nombre que recibe el accidente nuclear sucedido en lacentral nuclear de Chernóbil (Ucrania) el 26 de abril de1986. Este suceso ha sido considerado el accidente nuclearmás grave según la Escala Internacional de AccidentesNucleares y uno de los mayores desastres medioambientalesde la historia.[1] [2]

Aquel día, durante una prueba en la que se simulaba un cortede suministro eléctrico, un aumento súbito de potencia en elreactor 4 de esta central nuclear, produjo elsobrecalentamiento del núcleo del reactor nuclear, lo queterminó provocando la explosión del hidrógeno acumuladoen su interior. La cantidad de dióxido de uranio, carburo deboro, óxido de europio, erbio, aleaciones de circonio ygrafito expulsados,[3] materiales radiactivos y/o tóxicos quese estimó fue unas 500 veces mayor que el liberado por labomba atómica arrojada en Hiroshima en 1945, causódirectamente la muerte de 31 personas y forzó al gobiernode la Unión Soviética a la evacuación inmediata de 116 000personas provocando una alarma internacional al detectarseradiactividad en, al menos, 13 países de Europa central yoriental.[4]

Accidente de Chernóbil 58

Después del accidente, se inició un proceso masivo de descontaminación, contención y mitigación quedesempeñaron aproximadamente 600 000 personas denominadas liquidadores en las zonas circundantes al lugar delaccidente y se aisló un área de 30 km cuadrados alrededor de la central nuclear conocida como Zona de alienación,que sigue aún vigente. Solo una pequeña parte de los liquidadores se vieron expuestos a altos índices deradiactividad. Los trabajos de contención sobre el reactor afectado evitaron una segunda explosión de consecuenciasdramáticas que podría haber dejado inhabitable a toda Europa.[5]

Dos personas, empleados de la planta, murieron como consecuencia directa de la explosión esa misma noche y 31 enlos 3 meses siguientes. 1 000 personas recibieron grandes dosis de radiación durante el primer día después delaccidente, 200 000 personas recibieron alrededor de 100 mSv, 20 000 cerca de 250 mSv y algunos 500 mSv. Entotal, 600 000 personas recibieron dosis de radiación por los trabajos de descontaminación posteriores al accidente. 5000 000 de personas vivieron en áreas contaminadas y 400 000 en áreas gravemente contaminadas, hasta hoy noexisten trabajos concluyentes sobre la incidencia real, y no teórica, de este accidente en la mortalidad poblacional.[6]

Tras prolongadas negociaciones con el gobierno ucraniano, la comunidad internacional financió los costes del cierredefinitivo de la central, completado en diciembre de 2000. Inmediatamente después del accidente se construyó un"sarcófago", para aislar el exterior del interior, que se ha visto degradado en el tiempo por diversos fenómenosnaturales por lo que corre riesgo de desplomarse. Desde 2004 se lleva a cabo la construcción de un nuevo sarcófagopara el reactor. El resto de reactores de la central están cerrados.[7]

La central nuclear

Detalle central de la medalla entregada a losliquidadores representando las tres clases de

radiaciones junto a una gota de sangre.

La central nuclear de Chernóbil (Чернобыльская АЭС им.В.И.Ленина – Central eléctrica nuclear memorial V.I. Lenin) seencuentra en Ucrania, a 18 km al Noroeste de la ciudad de Chernóbil, a16 km de la frontera entre Ucrania y Bielorrusia y a 110 km al norte dela capital de Ucrania, Kiev. La planta tenía cuatro reactoresRBMK-1000 con capacidad para producir 1 000 MWth cada uno.Durante el periodo de 1977 a 1983 se pusieron en marchaprogresivamente los cuatro primeros reactores; el accidente frustró laterminación de otros dos reactores que estaban en construcción. Eldiseño de estos reactores no cumplía los requisitos de seguridad que enesas fechas ya se imponían a todos los reactores nucleares de uso civilen occidente. El más importante de ellos es que carecía de edificio decontención.

El núcleo del reactor[8] estaba compuesto por un inmenso cilindro degrafito de 1 700 t, dentro del cual 1 600 tubos metálicos resistentes a lapresión alojaban 190 toneladas de dióxido de uranio en forma de barras cilíndricas. Por estos tubos circulaba aguapura a alta presión que, al calentarse, proporcionaba vapor a la turbina de rueda libre. Entre estos conductos decombustible se encontraban 180 tubos, denominados «barras de control», compuestos por acero y boro que ayudabana controlar la reacción en cadena dentro del núcleo del reactor.

Accidente de Chernóbil 59

El accidente

Chernóbil, 1997.

En agosto de 1986, en un informe enviado ala Agencia Internacional de EnergíaAtómica, se explicaban las causas delaccidente en la planta de Chernóbil. Estereveló que el equipo que operaba en lacentral el sábado 26 de abril de 1986 sepropuso realizar una prueba con la intenciónde aumentar la seguridad del reactor. Paraello deberían averiguar durante cuántotiempo continuaría generando energíaeléctrica la turbina de vapor después de lapérdida de suministro de energía eléctricaprincipal del reactor.[9] Las bombasrefrigerantes de emergencia, en caso deavería, requerían de un mínimo de potenciapara ponerse en marcha (hasta que searrancaran los generadores diésel) y lostécnicos de la planta desconocían si, una vezcortada la afluencia de vapor, la inercia de laturbina podía mantener las bombasfuncionando.

Para realizar este experimento, los técnicos no querían detener la reacción en cadena en el reactor para evitar unfenómeno conocido como envenenamiento por xenón. Entre los productos de fisión que se producen dentro delreactor, se encuentra el xenón135, un gas muy absorbente de neutrones. Mientras el reactor está en funcionamiento demodo normal, se producen tantos neutrones que la absorción es mínima, pero cuando la potencia es muy baja o elreactor se detiene, la cantidad de 135Xe aumenta e impide la reacción en cadena por unos días. El reactor se puedereiniciar cuando se desintegra el 135Xe.

Los operadores insertaron las barras de control para disminuir la potencia del reactor y esta decayó hasta los 30megavatios. Con un nivel tan bajo, los sistemas automáticos detendrían el reactor y por esta razón los operadoresdesconectaron el sistema de regulación de la potencia, el sistema refrigerante de emergencia del núcleo y, en general,los mecanismos de apagado automático del reactor. Estas acciones, así como la de sacar de línea el ordenador de lacentral que impedía las operaciones prohibidas, constituyeron graves y múltiples violaciones del Reglamento deSeguridad Nuclear de la Unión Soviética.A 30 megavatios de potencia comienza el envenenamiento por xenón y para evitarlo aumentaron la potencia delreactor subiendo las barras de control, pero con el reactor a punto de apagarse, los operadores retiraron manualmentedemasiadas barras de control. De las 170 barras de acero al boro que tenía el núcleo, las reglas de seguridad exigíanque hubiera siempre un mínimo de 30 barras abajo y en esta ocasión dejaron solamente 8. Con los sistemas deemergencia desconectados, el reactor experimentó una subida de potencia extremadamente rápida que los operadoresno detectaron a tiempo. A la 1:23, cuatro horas después de comenzar el experimento, algunos en la sala de controlcomenzaron a darse cuenta de que algo andaba mal.Cuando quisieron bajar de nuevo las barras de control usando el botón de SCRAM de emergencia (el botón AZ-5 «Defensa de Emergencia Rápida 5»), estas no respondieron debido a que posiblemente ya estaban deformadas por el calor y las desconectaron para permitirles caer por gravedad. Se oyeron fuertes ruidos y entonces se produjo una explosión causada por la formación de una nube de hidrógeno dentro del núcleo, que hizo volar el techo de 100

Accidente de Chernóbil 60

toneladas del reactor provocando un incendio en la planta y una gigantesca emisión de productos de fisión a laatmósfera.

Secuencia de hechos que llevaron a la explosión

Secuencia de eventos [10]

Hora localen Ucrania(UTC+3)

Evento

01:06 Comienza la reducción gradual programada del nivel de potencia del reactor.

03:47 La reducción de potencia se detuvo a los 1600 MW.

14:00 El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS) fue aislado para evitar la interrupción de la prueba más tarde. Estehecho no contribuyó al accidente, pero en caso de haber estado disponible hubiera reducido mínimamente su gravedad. La potencia,no obstante, debería haberse reducido más, sin embargo, el regulador de la red eléctrica de Kiev pidió al operador del reactormantener el mínimo de producción de energía eléctrica para satisfacer correctamente la demanda. En consecuencia, el nivel depotencia del reactor se mantuvo en 1600 MW y el experimento se retrasó. Sin este retraso, la prueba se habría efectuado en el mismodía.

23:10 Reducción de potencia recomenzada.

24:00 Cambio de turno del personal.

26 de Abril

00:05 El nivel de potencia se disminuyó a 720 MW y siguió reduciéndose pese a estar prohibido.

00:28 Con el nivel de potencia sobre los 500 MW, el operador transfirió el control del sistema manual al sistema de regulación automática.La señal falló o el sistema de regulación no respondió a esta señal, lo que provocó una caída inesperada de potencia a 30 MW.

00:43:27 La señal de disparo del turbogenerador se bloqueó conforme a los procedimientos de la prueba. INSAG-1 declaró "Esteprocedimiento habría salvado al reactor". No obstante, puede que este procedimiento retrasara el inicio del accidente unos 39segundos.

01:00 La potencia del reactor se elevó a 200 MW y se estabilizó. A pesar de que los operadores de la central pudieran desconocerlo elmargen requerido de reactividad operacional (ORM - Operational Reactivity Margin) de 15 barras (mínimas) fue violado. Ladecisión se tomó para realizar los test resumen del turbogenerador con una potencia cercana a los 200 MW.

01:01 La bomba de circulación de reserva se cambió a la izquierda del circuito de refrigeración con el fin de aumentar el flujo de aguahacia el núcleo.

01:07 Una bomba de refrigeración adicional se cambió a la derecha del circuito de refrigeración como parte del procedimiento de prueba.El funcionamiento de las bombas de refrigeración adicionales elimina el calor desde el núcleo más rápidamente lo que conduce a ladisminución de la reactividad necesitando aún más la eliminación de las varillas de absorción para evitar una caída en la potencia.Las bombas extrajeron demasiado calor (flujo) hasta el punto de superar los límites permitidos. El aumento del flujo de calor delnúcleo generó problemas con el nivel de vapor en las baterías.

01:19(aprox.)

El nivel de vapor de la batería estuvo no muy lejos del nivel de emergencia. Para compensar esto un operador incrementó el flujo deagua. Esto incrementó el nivel de vapor y además, disminuyó la reactividad del sistema. Las barras de control se subieron paracompensarlo pero hubo que subir más barras de control para mantener el balance de reactividad. La presión del sistema empezó acaer y, para estabilizar la presión, la turbina de vapor de la válvula de derivación se apagó.

01:22:30 Cálculos posteriores al accidente encontraron que el ORM en este punto era equivalente a 8 barras de control. Las políticas deoperación requerían un mínimo de 15 barras de control en todo momento.

* La prueba *

01:23:04 Las válvulas de alimentación de la turbina fueron cerradas para poder permitir que funcionasen por inercia. Para los siguientes 30segundos después de este momento no se requiere ninguna intervención de emergencia por parte del personal.

01:23:40 El botón de emergencia (AZ-5) fue presionado por un operador. Las barras de control empezaron a entrar en el núcleo del reactorincrementando la reactividad en la parte inferior del núcleo.

01:23:43 El sistema de protección de emergencia de tasa de energía (excursion power) se activa. La potencia supera los 530 MW.

Accidente de Chernóbil 61

01:23:46 Desconexión del primer par de las bombas de circulación principales (MCP) que están agotadas, seguida de la desconexión delsegundo par.

01:23:47 Fuerte disminución en el caudal (flujo) de los MPCs que no participan en la prueba y lecturas poco fiables en los MPCs que siparticipan en la prueba. Importante aumento en la presión de las baterías de separación de vapor. Fuerte aumento en el nivel de aguade las baterías de separación de vapor.

01:23:48 Restauración en el caudal (flujo) de los MPCs que no participaban en la prueba hasta el estado casi inicial. Restablecimiento de lastasas de flujo un 15% por debajo de la tasa inicial del MPCs de la izquierda, y un 10% inferior de uno de los MPC que si participabaen la prueba y lecturas poco fiables para el otro [...]

01:23:49 Señal "Pressure increase in reactor space (rupture of a fuel channel)" (Aumento de la presión en el espacio del reactor (ruptura deun canal de combustible)), señal "No voltage - 48 V" (Mecanismos variadores del EPC sin fuente de alimentación) y señal "Failureof the actuators of automatic power controllers Nos 1 and 2" (Fallo de los accionadores de los controladores de alimentaciónautomática números 1 y 2).

01:24 Según una nota en el diario de operación del ingeniero jefe de control del reactor: "01:24: Severe shocks; the RCPS rods stoppedmoving before they reached the lower limit stop switches; power switch of clutch mechanisms is off." (01:24: Fuertes golpes; lasbarras RPCs dejaron de moverse antes de llegar al límite inferior; el interruptor de encendido de los mecanismos de embrague estáapagado.)

Más tarde Primera explosión.

Reacciones inmediatasMinutos después del accidente, todos los bomberos militares asignados a la central ya estaban en camino ypreparados para controlar el desastre. Las llamas afectaban a varios pisos del reactor 4 y se acercaban peligrosamenteal edificio donde se encontraba el reactor 3. El comportamiento heroico de los bomberos durante las tres primerashoras del accidente evitó que el fuego se extendiera al resto de la central. Aún así, pidieron ayuda a los bomberos deKiev debido a la magnitud de la catástrofe. Los operadores de la planta pusieron los otros tres reactores enrefrigeración de emergencia. Dos días después, había 18 heridos muy graves y 156 heridos con lesiones deconsideración producidas por la radiación. Todavía no había una cifra del número de muertos, pero un accidentenuclear aumenta día tras día la lista de víctimas, hasta pasados muchos años después.El primer acercamiento en helicóptero evidenció la magnitud de lo ocurrido. En el núcleo, expuesto a la atmósfera, elgrafito del mismo ardía al rojo vivo, mientras que el material del combustible y otros metales se había convertido enuna masa líquida incandescente. La temperatura alcanzaba los 2.500 °C y en un efecto chimenea, impulsaba el humoradiactivo a una altura considerable.Al mismo tiempo, los responsables de la región comenzaron a preparar la evacuación de la ciudad de Prípiat y de unradio de 10 km alrededor de la planta. Esta primera evacuación comenzó al día siguiente de forma masiva y seconcluyó 36 horas después. La evacuación de Chernóbil y de un radio de 36 km no se llevó a cabo hasta pasados seisdías del accidente. Para entonces ya había más de mil afectados por lesiones agudas producidas por la radiación.

Accidente de Chernóbil 62

Estructura de hormigón denominada "sarcófago", diseñada para contener elmaterial radiactivo del núcleo del reactor y que fue diseñado para una duración de

30 años.

La mañana del sábado, varios helicópterosdel ejército se prepararon para arrojar sobreel núcleo una mezcla de materiales queconsistía en arena, arcilla, plomo, dolomitay boro absorbente de neutrones. El boroabsorbente de neutrones evitaría que seprodujera una reacción en cadena. El plomoestaba destinado a contener la radiacióngamma y el resto de materiales mantenían lamezcla unida y homogénea. Cuando el 13 demayo terminaron las emisiones, se habíanarrojado al núcleo unas 5.000 t demateriales.

Comenzó entonces la construcción de untúnel por debajo del reactor accidentado conel objetivo inicial de implantar un sistemade refrigeración para enfriar el reactor. Estetúnel, así como gran parte de las tareas delimpieza de material altamente radiactivo, fue desarrollado por reservistas del ejército ruso, jóvenes de entre 20 y 30años. Finalmente, jamás se implantó el sistema de refrigeración y el túnel fue rellenado con hormigón para afianzarel terreno y evitar que el núcleo se hundiera debido al peso de los materiales arrojados. En un mes y 4 días seterminó el túnel y se inició el levantamiento de una estructura denominada sarcófago, que envolvería al reactoraislándolo del exterior. Las obras duraron 206 días.

Las evidencias en el exteriorLas evidencias iniciales de que un grave escape de material radiactivo había ocurrido en Chernóbil no vinieron de lasautoridades soviéticas sino de Suecia, donde el 27 de abril se encontraron partículas radiactivas en las ropas de lostrabajadores de la central nuclear de Forsmark (a unos 1.100 km de la central de Chernóbil). Los investigadoressuecos, después de determinar que no había escapes en la central sueca, dedujeron que la radiactividad debíaprovenir de la zona fronteriza entre Ucrania y Bielorrusia, dados los vientos dominantes en aquellos días.Mediciones similares se fueron sucediendo en Finlandia y Alemania, lo que permitió al resto del mundo conocer enparte el alcance del desastre.[11] [12]

La noche del lunes 28 de abril, durante la emisión del programa de noticias Vremya (Время), el presentador leyó unescueto comunicado:"Ha ocurrido un accidente en la central de energía de Chernóbil y uno de los reactores resultó dañado. Estántomándose medidas para eliminar las consecuencias del accidente. Se está asistiendo a las personas afectadas. Se hadesignado una comisión del gobierno."Los dirigentes de la URSS habían tomado la decisión política de no dar más detalles. Pero ante la evidencia, el 14 demayo el secretario general Mijaíl Gorbachov decidió leer un extenso y tardío, pero sincero, informe en el quereconocía la magnitud de la terrible tragedia.Sin embargo la prensa internacional manifestó que el informe dado por las autoridades rusas minimizaba la magnituddel accidente y deseaba encubrir en la mayor de las posibilidades los efectos colaterales y secundarios que arrojaríaal mundo una catástrofe nuclear de esa magnitud, y que empezaban a ser evidentes en todo el mundo y sobre todo enEuropa.

Accidente de Chernóbil 63

Los efectos del desastre

Medalla soviéticaconcedida a losliquidadores.

La explosión provocó la mayor catástrofe en la historia de la explotación civil de laenergía nuclear. 31 personas murieron en el momento del accidente, alrededor de135.000 personas tuvieron que ser evacuadas inmediatamente de los 155.000 km²afectados, permaneciendo extensas áreas deshabitadas durante muchos años al realizarsela relocalización posteriormente de otras 215.000 personas. La radiación se extendió a lamayor parte de Europa, permaneciendo los índices de radiactividad en las zonas cercanasen niveles peligrosos durante varios días. La estimación de los radionucleidos que seliberaron a la atmósfera se sitúa en torno al 3,5% del material procedente delcombustible gastado (aproximadamente 6 toneladas de combustible fragmentado) y el100% de todos los gases nobles contenidos en el reactor. De los radioisótopos másrepresentativos, la estimación del vertido es de 85 petabecquerelios de 137Cs y entre el50 y el 60% del inventario total de 131I, es decir, entre 1600 y 1920 petabecquerelios.Estos dos son los radioisótopos más importantes desde el punto de vista radiológico,aunque el vertido incluía otros en proporciones menores, como 90Sr o 239Pu.[13]

Efectos inmediatos

Áreas de Europa contaminadas en kBq/m2 con Cs137[14]

País 37-185 kBq/m2 185-555 kBq/m2 555-1480 kBq/m2 +1480 kBq/m2

Rusia 49 800 5 700 2 100 3000

Bielorrusia 29 900 10 200 4200 2200

Ucrania 37 200 3 200 900 600

Suecia 12 000 - - -

Finlandia 11 500 - - -

Austria 8 600 - - -

Noruega 5 200 - - -

Bulgaria 4 800 - - -

Suiza 1 300 - - -

Grecia 1 200 - - -

Eslovenia 300 - - -

Italia 300 - - -

Moldavia 60 - - -

La contaminación de Chernóbil no se extendió uniformemente por las regiones adyacentes, sino que se repartióirregularmente en forma de bolsas radiactivas (como pétalos de una flor), dependiendo de las condicionesmeteorológicas. Informes de científicos soviéticos y occidentales indican que Bielorrusia recibió alrededor del 60%de la contaminación que cayó en la antigua Unión Soviética. El informe TORCH 2006 afirma que la mitad de laspartículas volátiles se depositaron fuera de Ucrania, Bielorrusia y Rusia. Una gran área de la Federación rusa al surde Briansk también resultó contaminada, al igual que zonas del noroeste de Ucrania.[cita requerida]

En Europa occidental se tomaron diversas medidas al respecto, incluyendo restricciones a las importaciones de ciertos alimentos. En Francia se produjo una polémica cuando el ministerio de Agricultura negó el 6 de mayo de 2006 que la contaminación radiactiva hubiese afectado a ese país, contradiciendo los datos de la propia

Accidente de Chernóbil 64

administración francesa. Los medios de comunicación ridiculizaron rápidamente la teoría de que la nube radiactivase hubiese detenido en las fronteras de Francia.[15]

Doscientas personas fueron hospitalizadas inmediatamente, de las cuales 31 murieron (28 de ellas debido a laexposición directa a la radiación). La mayoría eran bomberos y personal de rescate que participaban en los trabajospara controlar el accidente. Se estima que 135.000 personas fueron evacuadas de la zona,[16] incluyendo 50.000habitantes de Prípiat (Ucrania). Para más información en cuanto al número de afectados, véanse las seccionessiguientes.Antes del accidente el reactor contenía unas 190 toneladas de combustible nuclear.[17] Se estima que más de la mitaddel yodo y un tercio del cesio radiactivos contenidos en el reactor fue expulsado a la atmósfera; en total, alrededordel 3.5% del combustible escapó al medio ambiente.[18] Debido al intenso calor provocado por el incendio, losisótopos radiactivos liberados, procedentes de combustible nuclear se elevaron en la atmósfera dispersándose en ella.Los "liquidadores" recibieron grandes dosis de radiación. Según estimaciones soviéticas, entre 300.000 y 600.000liquidadores trabajaron en las tareas de limpieza de la zona de evacuación de 30 km alrededor del reactor, pero partede ellos entraron en la zona dos años después del accidente.[19]

Efectos a largo plazo sobre la salud

Mapa que muestra la contaminación por cesio-137 en Bielorrusia, Rusia y Ucrania. Encurios por m² (1 curio son 37 gigabequerelios (GBq)).

Inmediatamente después del accidente,la mayor preocupación se centró en elyodo radiactivo, con un periodo desemidesintegración de ocho días. Hoyen día (2011) las preocupaciones secentran en la contaminación del suelocon estroncio-90 y cesio-137, conperiodos de semidesintegración deunos 30 años. Los niveles más altos decesio-137 se encuentran en las capassuperficiales del suelo, donde sonabsorbidos por plantas, insectos yhongos, entrando en la cadenaalimenticia.

De acuerdo con el informe de laAgencia de Energía Nuclear de laOECD sobre Chernóbil,[20] seliberaron las siguientes proporcionesdel inventario del núcleo.

• 133Xe 100%, 131I 50-60%, 134Cs20-40%, 137Cs 20-40%, 132Te25-60%, 89Sr 4-6%, 90Sr 4-6%,140Ba 4-6%, 95Zr 3,5%, 99Mo>3,5%, 103Ru >3,5%, 106Ru >3,5%, 141Ce 3,5%, 144Ce 3,5%, 239Np 3,5%, 238Pu 3,5%, 239Pu 3,5%, 240Pu 3,5%,241Pu 3,5%, 242Cm 3,5%

Las formas físicas y químicas del escape incluyen gases, aerosoles y, finalmente, combustible sólido fragmentado.Sobre la contaminación y su distribución por el territorio de muchas de estas partes esparcidas por la explosión delnúcleo no hay informes públicos.

Accidente de Chernóbil 65

Algunas personas en las áreas contaminadas fueron expuestas a grandes dosis de radiación (de hasta 50 Gy) en latiroides, debido a la absorción de yodo-131, que se concentra en esa glándula. El yodo radiactivo procedería de lechecontaminada producida localmente, y se habría dado particularmente en niños. Varios estudios demuestran que laincidencia de cáncer de tiroides en Bielorrusia, Ucrania y Rusia se ha elevado enormemente. Sin embargo, algunoscientíficos piensan que la mayor parte del aumento detectado se debe al aumento de controles.[21] Hasta el presenteno se ha detectado un aumento significativo de leucemia en la población en general. Algunos científicos temen quela radiactividad afectará a las poblaciones locales durante varias generaciones,[22] la cual se cree que no se extinguirapor 300.000 años.[23]

Las autoridades soviéticas comenzaron a evacuar la población de las cercanías de la central nuclear de Chernóbil 36horas después del accidente. En mayo de 1986, aproximadamente un mes después del accidente, todos los habitantesque habían vivido en un radio de 30 km alrededor de la central habían sido desplazados. Sin embargo la radiaciónafectó a una zona mucho mayor que el área evacuada.

Restricciones alimentarias

Un pueblo abandonado en los alrededores dePrípiat, cerca de Chernóbil.

Poco después del accidente varios países europeos instauraron medidaspara limitar el efecto sobre la salud humana de la contaminación de loscampos y los bosques. Se eliminaron los pastos contaminados de laalimentación de los animales y se controlaron los niveles de radiaciónen la leche. También se impusieron restricciones al acceso a las zonasforestales, a la caza y a la recolección de leña, bayas y setas.[24]

Veinte años después las restricciones siguen siendo aplicadas en laproducción, transporte y consumo de comida contaminada por laradiación, especialmente por cesio-137, para impedir su entrada en lacadena alimentaria. En zonas de Suecia y Finlandia existenrestricciones sobre el ganado, incluyendo los renos, en entornosnaturales. En ciertas regiones de Alemania, Austria, Italia, Suecia, Finlandia, Lituania y Polonia, se han detectadoniveles de varios miles de becquerelios por kg de cesio-137 en animales de caza, incluyendo jabalíes y ciervos, asícomo en setas silvestres, frutas del bosque y peces carnívoros lacustres. En Alemania se han detectado niveles de40.000 Bq/kg en carne de jabalí. El nivel medio es 6800 Bq/kg, más de diez veces el límite impuesto por la UE de600 Bq/kg. La Comisión Europea ha afirmado que "las restricciones en ciertos alimentos de algunos estadosmiembros deberán mantenerse aún durante muchos años.[11]

En Gran Bretaña, de acuerdo con la Ley de Protección de la Comida y el Ambiente de 1985, se han estado usandoÓrdenes de Emergencia desde 1986 para imponer restricciones al transporte y venta de ganado ovino que supere los100 Bq/kg. Este límite de seguridad se introdujo en 1986 siguiendo las orientaciones del Grupo de Expertos delArtículo 31 de la Comisión Europea. El área cubierta por estas restricciones cubría en 1986 casi 9000 granjas y másde 4 millones de cabezas de ganado ovino. En 2006 siguen afectando a 374 granjas (750 km²) y 200.000 cabezas deganado.[25]

En Noruega, los Sami resultaron afectados por comida contaminada, y se vieron obligados a cambiar su dieta paraminimizar la ingesta de elementos radiactivos. Sus renos fueron contaminados al comer líquenes, que extraenpartículas radiactivas de la atmósfera junto a otros nutrientes.[26]

Accidente de Chernóbil 66

Fauna y floraDespués del desastre, un área de 4 kilómetros cuadrados de pinos en las cercanías del reactor adquirieron un colormarrón dorado y murieron, adquiriendo el nombre de "Bosque Rojo".[27] En un radio de unos 20 o 30 kilómetrosalrededor del reactor se produjo un aumento de la mortalidad de plantas y animales así como pérdidas en sucapacidad reproductiva.[24]

En los años posteriores al desastre, en la zona de exclusión abandonada por el ser humano ha florecido la vidasalvaje. Bielorrusia ya ha declarado una reserva natural, y en Ucrania existe una propuesta similar. Varias especiesde animales salvajes y aves que no se habían visto en la zona antes del desastre, se encuentran ahora en abundancia,debido a la ausencia de seres humanos en el área.[28]

En un estudio de 1992-1993 de las especies cinegéticas de la zona, en un kilo de carne de corzo se llegaron a medirhasta cerca de 300.000 bequerelios de cesio-137. Esta medida se tomó durante un periodo anómalo de altaradiactividad posiblemente causado por la caída de agujas de pino contaminadas. Las concentraciones de elementosradiactivos han ido descendiendo desde entonces hasta un valor medio de 30.000 Bq en 1997 y 7.400 en 2000,niveles que siguen siendo peligrosos. En Bielorrusia el límite máximo permitido de cesio radiactivo en un kg decarne de caza es 500 Bq. En Ucrania es de 200 Bq para cualquier tipo de carne.[29]

Controversia sobre las estimaciones de víctimasSe prevé que la mayoría de muertes prematuras causadas por el accidente de Chernóbil sean el resultado de cánceresy otras enfermedades inducidas por la radiación durante varias décadas después del evento. Una gran población(algunos estudios consideran la población completa de Europa) fue sometida a dosis de radiación relativamentebajas, incrementando el riesgo de cáncer en toda la población (según el modelo lineal sin umbral). Es imposibleatribuir muertes concretas al accidente, y muchas estimaciones indican que la cantidad de muertes adicionales serádemasiado pequeña para ser estadísticamente detectable (por ejemplo, si una de cada 5.000 personas muriese debidoal accidente, en una población de 400 millones habría 80.000 víctimas mortales debidas al accidente,estadísticamente indetectables). Además, las interpretaciones del estado de salud actual de la población expuesta sonvariables, por lo que los cálculos de víctimas se basan siempre en modelos numéricos sobre los efectos de laradiación en la salud. Por otra parte los efectos de radiación de bajo nivel en la salud humana aún no se conocenbien, por lo que ningún modelo usado es completamente fiable (afirmando incluso varios autores que el efecto de lahormesis, que está comprobado en la acción de otros elementos tóxicos, también debería aplicarse a las radiaciones).Dados estos factores, los diferentes estudios sobre los efectos de Chernóbil en la salud han arrojado conclusionesmuy diversas, y están sujetos a controversia política y científica. A continuación se presentan algunos de losprincipales estudios.

Estudios realizados sobre los efectos del accidente de Chernóbil

Informe del UNSCEAR 2000El informe del Comité Científico de Naciones Unidas sobre los Efectos de la Radiación Atómica (UNSCEAR) destaca la muerte en las primeras semanas de 30 empleados de la central o bomberos, de los 600 empleados de emergencias que se encontraban en la central esa noche, dolencias debidas a las radiaciones en 134, la evacuación de 116.000 personas de los alrededores de la central y la relocalización de unas 220.000 personas. El informe afirma que se observó un incremento significativo en la incidencia de cáncer de tiroides en los niños, pero que no existe la evidencia de un impacto importante en la salud pública que esté relacionado con las radiaciones 14 años después del accidente. El estudio no observa un incremento en la incidencia media de cáncer o un incremento en la mortalidad que pudiera asociarse a la exposición a las radiaciones. No se había encontrado que el riesgo de leucemia hubiera crecido, incluso entre los trabajadores expuestos o los niños. El informe señala que no existe ninguna prueba científica de incremento en otros desórdenes no malignos relacionados con las radiaciones ionizantes. Sí se informó

Accidente de Chernóbil 67

de un incremento en otros efectos no relacionados con un detrimento en la salud, como un incremento en las muertesviolentas y los suicidios.

Estudio de la AEN 2002La Agencia para la Energía Nuclear presentó en 2002 un estudio en el que indica que tras la respuesta de la URSSante el accidente de Chernóbil se produjeron un total de 31 muertes, una debida a una explosión, una segunda debidaa una trombosis, una más debida a quemaduras y 28 debidas a las radiaciones.Un total de 499 personas fueron hospitalizadas, de las que 237 tenían síntomas de haber sido expuestos de formaimportante a las radiaciones perteneciendo los 28 muertos a este último grupo.En el informe se citan dos estudios[30] [31] diferentes en los que se cifra el posible incremento del número de cánceresen el futuro entre un 0,004 % y 0,01 % con respecto al número de cánceres total, entre los que se encontrarían losproducidos por el tabaco, la polución y otros.También se enfatiza el hecho de que el número de cánceres de tiroides entre los niños aumentó de una formaimportante en Bielorrusia y Ucrania debido al accidente de Chernóbil. En el periodo de 1986 a 1998 el número decánceres con respecto al periodo de 1974 a 1986 se había incrementado en 4057 casos de cáncer de tiroides en niños.Prácticamente todos los casos fueron en niños nacidos antes del accidente.• Sumario del informe (HTML) [32] (inglés)• Informe completo (PDF) [33] (inglés)

El Informe del Fórum de Chernóbil (2005)En septiembre de 2005, el informe del Fórum de Chernóbil (en el que participan entre otros el OIEA, la OMS y losgobiernos de Bielorrusia, Rusia y Ucrania) estimó que el número total de víctimas que se deberán al accidente seelevará a 4000 (mejor estimador).[34] Esta cifra incluye los 31 trabajadores que murieron en el accidente, y los 15niños que murieron de cáncer de tiroides. Todos ellos forman parte de las 600.000 personas que recibieron lasmayores dosis de radiación.La versión completa del informe de la OMS, adoptado por la ONU y publicado en abril de 2006, incluye lapredicción de otras 5000 víctimas entre otros 6,8 millones de personas que pudieron estar afectados, con lo que sealcanzarían las 9000 víctimas de cáncer.[35]

Entre otras críticas,[36] en el año 2006 Alex Rosen[37] expresó sus dudas acerca del informe por considerar que losdatos del mismo son anticuados y no toman en cuenta más que las repúblicas ex soviéticas. Otra crítica expuesta porgrupos antinucleares se refiere al acuerdo que une al OMS y al OIEA y que obliga a la primera a consultar yconsensuar previamente sus informes relacionados con sus competencias con el OIEA.[38] [39] [40] [41]

• Informe completo (PDF) [42] (inglés)

El informe TORCH 2006Este estudio (en inglés The Other Report on Chernobyl, "El Otro informe sobre Chernóbil") se realizó en 2006 apropuesta del Partido Verde alemán europeo.En él se destaca que el informe del Fórum de Chernóbil sólo tomó en consideración las áreas con exposición superiora 40.000 Bq/m², existiendo otros países donde existe contaminación con niveles inferiores a ese valor (Turquía,Eslovenia, Suiza, Austria y Eslovaquia). Se indica que el 44% de Alemania y el 34% del Reino Unido tambiénfueron afectados. También se señala que se necesita un mayor esfuerzo de investigación para evaluar las incidenciasde cáncer de tiroides en Europa, prediciendo de 30.000 a 60.000 muertes sólo por cáncer debidas al accidente asícomo un aumento de entre 18.000 y 66.000 casos de cáncer de tiroides sólo en Bielorrusia. Según este informe se haobservado un incremento medio del 40% de tumores sólidos en Bielorrusia. Además señala que la inducción decataratas y las enfermedades cardiovasculares tienen conexión con el accidente.

Accidente de Chernóbil 68

Este informe fue revisado en la Campaña sobre las radiaciones de bajo nivel, donde se observó que era una revisiónteórica de una pequeña parte de la evidencia acumulada en los veinte años transcurridos desde el desastre deChernóbil que revela desviaciones consistentes al ignorar o minusvalorar desarrollos cruciales en radiobiología,además de que ignora un gran volumen de evidencias en Rusia, Bielorusia y Ucrania.[43]

• Sumario del informe [44] (inglés)• Informe completo [45] (inglés)

El informe de Greenpeace de 2006En respuesta al informe del Fórum de Chernóbil, Greenpeace encargó un informe a un grupo de 52 científicos detodo el mundo. En este informe se estima que se producirán alrededor de 270.000 casos de cáncer atribuibles a laprecipitación radiactiva de Chernóbil, de los cuales probablemente alrededor de 93.000 serán mortales; pero tambiénse afirma que "las cifras publicadas más recientemente indican que sólo en Bielorrusia, Rusia y Ucrania el accidentepodría ser responsable de 200.000 muertes adicionales en el periodo entre 1990 y 2004".[46] Blake Lee-Harwood,director de campañas de Greenpeace, cree que poco menos de la mitad de las víctimas mortales totales se podránatribuir al cáncer, y que "los problemas intestinales, los del corazón y del sistema circulatorio, los respiratorios, losdel sistema endocrino, y especialmente los efectos en el sistema inmunológico también causarán muchas muertes".Carl Bialik, en el Wall Street Journal, expresó las preocupaciones existentes acerca de los métodos que Greenpeaceutilizó en la compilación de su informe. Por ejemplo, la dificultad de aislar los efectos de Chernóbil de otros, comopuede ser el incremento del número de fumadores o mejoras en el diagnóstico de cánceres. Además de que esimposible extrapolar de forma directa los datos de incrementos de cáncer en Hiroshima y Nagasaki a poblacioneseuropeas.[47]

• Informe completo [48] (inglés)

El informe de la AIMPGN de abril de 2006En abril de 2006 la sección alemana de la AIMPGN realizó un informe que rebate gran parte de los resultados delresto de estudios realizados. Entre sus afirmaciones se encuentra que entre 50.000 y 100.000 liquidadores han muertohasta 2006. Que entre 540.000 y 900.000 liquidadores han quedado inválidos. El estudio estima el número devíctimas mortales infantiles en Europa en aproximadamente 5000. Según el estudio sólo en Baviera (Alemania), sehan observado entre 1000 y 3000 defectos congénitos adicionales desde Chernóbil. Sólo en Bielorrusia, más de10.000 personas han sufrido cáncer de tiroides desde la catástrofe. El número de casos de cáncer de tiroides debidosa Chernóbil previsto para Europa (excluida la antigua Unión Soviética) se sitúa entre 10.000 y 20.000, entre otras.

Otros estudios y alegatos• El ministro de Sanidad ucraniano afirmó en 2006 que más de 2.400.000 ucranianos, incluyendo 428.000 niños,

sufren problemas de salud causados por la catástrofe.[12] Tal como señala el informe de 2006 de la ONU, losdesplazados por el accidente también sufren efectos psicológicos negativos causados por éste.

• El estudio Radiation-Induced Cancer from Low-Dose Exposure (Cáncer inducido por exposición a bajas dosis deradiación) del Committee For Nuclear Responsibility (Comité para la responsabilidad nuclear) estima que elaccidente de Chernóbil causará 475.368 víctimas mortales por cáncer.[49]

• Otro estudio muestra un incremento de la incidencia del cáncer en Suecia.[50] [51]

• También se ha relacionado un cambio en la relación entre sexos en el nacimiento en varios países europeos con elaccidente.[52]

• El sumario del informe "Estimaciones sobre el cáncer en Europa debido a la precipitación radiactiva de Chernóbil", de la Agencia Internacional para la Investigación del Cáncer, publicado en abril de 2006, afirma que es improbable que los casos de cáncer debidos al accidente puedan ser detectados en las estadísticas nacionales de cáncer. Los resultados de análisis de tendencia en el tiempo de casos y mortalidad de cáncer en Europa no

Accidente de Chernóbil 69

muestran, hasta ahora, un incremento en tasas de cáncer, aparte de los casos de cáncer de tiroides en las regionesmás contaminadas, que se pueden atribuir a la radiación de Chernóbil"[53] [54] Sin embargo, aunqueestadísticamente indetectable, la Asociación estima, basándose en el modelo lineal sin umbral, que se puedenesperar 16.000 muertes por cáncer debidas al accidente de Chernóbil hasta 2065. Sus estimaciones tienenintervalos de confianza al 95% muy amplios, entre 6.700 y 38.000 muertes.[55]

• Un estudio del GSF (Centro Nacional de investigaciones del Medio Ambiente y la Salud) de Alemania, muestraevidencias de un incremento en el número de defectos congénitos en Alemania y Finlandia a partir delaccidente[56]

Comparaciones con otros accidentesEl accidente de Chernóbil causó algunas decenas de muertos inmediatos debido al envenenamiento con radiaciones.Además de ellos se prevén miles de muertes prematuras en las décadas futuras. De todos modos, en general no esposible probar el origen del cáncer que causa la muerte de una persona, y es muy difícil estimar las muertes a largoplazo debidas a Chernóbil. Sin embargo, para entender la magnitud del accidente sí es posible comparar los efectosque han producido otros desastres producidos por el hombre, como por ejemplo:• El fallo de la presa de Banqiao (Henan, China, 1975) causó al menos la muerte de 26.000 personas debido a la

inundación, y otras 145.000 murieron debido a las epidemias y hambrunas subsiguientes.• El desastre de Bhopal (India, 1984), del cual la BBC informó que había causado la muerte a 3.000 personas

inicialmente, y al menos otras 15.000 murieron de enfermedades subsiguientes.• La gran niebla de 1952 de (Londres, Reino Unido, 1952), donde los servicios médicos compilaron estadísticas

encontrando que la niebla había matado a 4.000 personas inicialmente y en los meses que siguieron murieronotras 8.000.

• El desastre en MV Doña Paz, (Filipinas, 1987). Este incendio de productos del petróleo mató a más de 4.000personas.

• La inundación en Johnstown (Pensilvania, Estados Unidos, 1889). 2.209 muertos.• Explosiones de San Juanico de 1984 (Ciudad de México, México, 1984). 600 muertos• Accidente nuclear de Fukushima I, en Japón, el 11 de marzo de 2011, como consecuencia de un terremoto de

magnitud 9,0 seguido de un tsunami.

Ayuda humanitaria a las víctimas de ChernóbilAl informarse sobre el accidente varias naciones ofrecieron ayuda humanitaria inmediata a los afectados, además derealizar promesas de ayuda humanitaria a largo plazo.Cuba ha mantenido desde 1990 un programa de socorro para las víctimas de este accidente nuclear. Casi 24.000pacientes, de Ucrania, Rusia, Bielorrusia, Moldavia y Armenia, todos ellos afectados por accidentes radiactivos, hanpasado ya por el Hospital Pediátrico de Tarará, en las afueras de La Habana. La mayoría de los pacientes son niñosucranianos afectados por la catástrofe, con dolencias que van desde el estrés post-traumático hasta el cáncer.Alrededor del 67% de los niños provienen de orfanatos y escuelas para niños sin amparo filial. El impacto social dela atención brindada es grande, porque estos niños no tienen posibilidades económicas para tratar sus enfermedades.Son evaluados y reciben todo tipo de tratamientos, incluidos trasplantes de médula para quienes padecen leucemia.En este programa, el Ministerio de Salud de Ucrania paga el viaje de los niños a Cuba y todo el resto de lafinanciación del programa corre a cargo del gobierno cubano.[57]

La ONG gallega "Asociación Ledicia Cativa" acoge temporalmente a menores afectados por la radiación deChernóbil en familias de la Comunidad Autónoma de Galicia.[58] La ONG castellano-leonesa "Ven con Nosotros"realiza un trabajo similar en las comunidades de Castilla y León, Madrid y Extremadura[59] y "Chernobil Elkartea","Chernobileko Umeak" en el País Vasco y "Arco Iris Solidario" en Navarra.

Accidente de Chernóbil 70

También se creó el Chernobyl Children Project International,[60] y otros países como Irlanda[61] o Canadá[62]

también ayudaron a los niños afectados.

Situación de la Central Nuclear de Chernóbil desde 1995

Operación y cierre de la centralUcrania era en 1986 tan dependiente de la electricidad generada por la central de Chernóbil que la Unión Soviéticatomó la decisión de continuar produciendo electricidad con los reactores no accidentados. Esta decisión se mantuvodespués de que Ucrania obtuviese la independencia. Eso sí, las autoridades tomaron varias medidas para modernizarla central y mejorar su seguridad.[63]

En diciembre de 1995 el G7 y Ucrania firmaron el llamado memorándum de Ottawa, en el que Ucrania expresaba lavoluntad de cerrar la central. A cambio el G7 y la UE acordaron ayudar a Ucrania a obtener otras fuentes deelectricidad, financiando la finalización de dos nuevos reactores nucleares en Khmelnitsky y Rovno y ayudando en laconstrucción de un gasoducto y un oleoducto desde Turkmenistán y Kazajistán.[64] En noviembre de 2000, laComisión Europea comprometió 65 millones de euros para ayudar a Ucrania a adquirir electricidad durante elperíodo provisional (2000 – 2003) mientras se construían nuevas centrales.[65]

El último reactor en funcionamiento fue apagado el 15 de diciembre de 2000, en una ceremonia en la que elpresidente ucraniano Leonid Kuchma dio la orden directamente por teleconferencia.[66]

Nuevo sarcófagoCon el paso del tiempo, el sarcófago construido en torno al reactor 4 justo después del accidente se ha idodegradando por el efecto de la radiación, el calor y la corrosión generada por los materiales contenidos, hasta elpunto de existir un grave riesgo de derrumbe de la estructura, lo que podría tener consecuencias dramáticas para lapoblación y el ambiente.[67]

El coste de construir una protección permanente que reduzca el riesgo de contaminación cumpliendo todas lasnormas de contención de seguridad fue calculado en 1998 en 768 millones de euros. Ucrania, incapaz de obtener esafinanciación en el escaso tiempo disponible, solicitó ayuda internacional. Varias conferencias internacionales hanreunido desde entonces los fondos necesarios,[65] a pesar de que el presupuesto ha ido aumentando sensiblemente porculpa de la inflación.En 2004 los donantes habían depositado más de 700 millones de euros para su construcción (en total en esa fecha sehabían donado cerca de 1.000 millones de euros para los proyectos de recuperación[68] ), y desde 2005 se llevaron acabo los trabajos preparativos para la construcción de un sarcófago nuevo, cuya construcción comenzó finalmente el23 de septiembre de 2007, después de que el gobierno de Ucrania firmara un contrato con el consorcio francésNOVARKA y cuya finalización está prevista para principios de 2012. Se prevé que la construcción de este sarcófagoen forma de arca permita evitar los problemas de escape de materiales radiactivos desde Chernóbil durante al menoscien años. La firma francesa Novarka construirá una gigantesca estructura de acero con forma de arco ovalado de190 metros de alto y 200 metros de ancho. Cubrirá por completo la actual estructura del reactor y el fuel radiactivoque desató la tragedia en 1986. Y es que el reactor accidentado aún conserva el 95% de su material radiactivooriginal, y la exposición a las duras condiciones metereólogicas de la zona amenazan con nuevas fugas.Antes de construir el nuevo sarcófago habrá que extraer del reactor 3 y el combustible que aún contiene. Ucrania hafirmado otro contrato con la empresa estadounidense Holtec para construir un gran almacen que haga las funcionesde vertedero donde guardar los residuos nucleares generados, para ello se está construyendo en la propia central uncentro de almacenamiento de residuos de alta actividad.[67]

Accidente de Chernóbil 71

El accidente en la cultura popularEl accidente nuclear de Chernóbil, acaecido en Pripyat el 26 de abril de 1986 ocurrió en un momento en que sedebatía muy airadamente sobre la conveniencia o no de la energía nuclear. Ello dio pie a una gran coberturamediática en todo el mundo, lo que despertó el interés de múltiples artistas, que se basaron en el accidente para lacreación de obras.

NovelasKarl Schroeder escribió en 2001 la novela El dragón de Pripyat, y describe una trama terrorista que pretende usarrobots manejados por control remoto para provocar una explosión en el sarcófago del reactor número cuatro yprovocar una contaminación nuclear de grandes proporciones.

CineEn 1991 se estrenó la película de Anthony Page titulada Chernobyl: último aviso. La película es una reconstrucciónde los hechos técnicos que provocaron el accidente de Chernóbil y de las decisiones políticas que se tomaron.La película Star Trek VI: The Undiscovered Country, estrenada también en 1991, comienza con la destrucción delprincipal productor de energía del imperio Klingon, lo que provoca una importante crisis y obliga al imperio aacercarse a la Federación de Planetas Unidos, con la que mantenía importantes desencuentros. Este hecho se asocia ala importancia que tuvo el accidente de Chernóbil en la caída de la Unión Soviética y el acercamiento del antiguobloque comunista a la OTAN y, en especial, a Estados Unidos.Con posterioridad han sido desarrollados varios documentales, en los que se abarcan multitud de áreas: unos secentran en la visión técnica del accidente, otros lo enfocan al plano político y algunos, incluso, acompañan a Pripyata antiguos habitantes de la ciudad.

MúsicaLa canción Kiev, de Barclay James Harvest, editada en el álbum Face to face (1987) está inspirada en el desastre, yen ella se lamenta el sufrimiento que el accidente ocasionó a toda la población de la región.En 2006 el dúo Huns & Dr Beeker grabó la canción Ghost Town como tributo a la ciudad de Pripyat, deshabitadadesde el accidente.Otras muchas canciones con títulos similares fueron grabadas a partir de la fecha del accidente; sin embargo, surelación con Chernóbyl no está adecuadamente documentada. En 2010, la cantante ucraniana, Alyosha, fue elegidapara representar a Ucrania en Eurovision y, grabó el videoclip de su canción, Sweet People, en Chernóbil.

VideojuegosTres videojuegos han sido desarrollados basándose en la zona contaminada, más concretamente en la ciudad dePripyat y en las inmediaciones de la central nuclear. Son S.T.A.L.K.E.R.: Shadow of Chernobyl, su precuelaS.T.A.L.K.E.R.: Clear Sky y su secuela S.T.A.L.K.E.R.: Call of Pripyat. Por otra parte, Call of Duty 4: ModernWarfare basa uno de sus niveles en el área de Pripyat, mostrando el área afectada.Además, en el juego Soviet Strike para Playstation y Sega Saturn, una de sus fases nos lleva a Chernobil, teniendo elargumento de las misiones relación con el accidente.

Accidente de Chernóbil 72

Véase también• Accidente nuclear de Fukushima I• Contaminación• Energía nuclear• Hormesis• Lista de accidentes nucleares civiles• Modelo lineal sin umbral• Protección radiológica

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Enlaces externos• Wikiquote alberga frases célebres de o sobre Accidente de Chernóbil. Wikiquote

• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Accidente de Chernóbil. CommonsImágenes del accidente• Video Comunicado oficial de la TV soviética sobre el accidente de Chernóbil (http:/ / video. google. com/

videoplay?docid=-102756987285596323& q=chernobyl& pl=true)• Vista satélite del 'sarcófago' en Google Maps (http:/ / maps. google. com/ maps?f=q& hl=es& q=Ukraine&

ie=UTF8& z=17& ll=51. 389419,30. 099599& spn=0. 004472,0. 00883& t=h& om=1)Informes, reportajes y documentales• Modelo de evolución de la nube emitida por el accidente realizada por el IRSN y otros datos de interés (http:/ /

www. irsn. org/ va/ 05_int/ 05_inf_1dossiers/ 05_inf_17_tchernobyl/ 05_inf_17_0tchernobyl. shtm#)• Mirada crítica y comparativa de los efectos de Chernóbil en la salud (http:/ / www10. antenna. nl/ wise/ index.

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htm) – resumen realizado por GreenFacts del informe del Foro de Chernóbil.• Tour por el Actual Chernóbil, con fotografías e información muy completa. Por Elena Filatova (http:/ / www.

angelfire. com/ extreme4/ kiddofspeed/ chapter1. html) (en inglés) ** Este sitio fue expuesto como un fraude haceun par de años. Algunas notas al respecto (en inglés) en Neil Gaiman's Journal: A fraud exposed, and a truething... (http:/ / www. neilgaiman. com/ journal/ 2004/ 05/ fraud-exposed-and-true-thing. asp).

Accidente de Chernóbil 75

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de ciencia ficción Frederik Pohl.Coordenadas: 51°23′22.36″N 30°05′56.65″E

Accidente de Three Mile Island

El presidente Jimmy Carter abandona las instalaciones de Three MileIsland el 1 de abril de 1979.

El accidente de Three Mile Island fue un accidentenuclear que sufrió la central nuclear del mismo nombreel 28 de marzo de 1979. Ese día el reactor TMI-2 sufrióuna fusión parcial del núcleo del reactor.[1]

Situación

Three Mile Island es una isla en el río Susquehannacerca de Harrisburg, estado de Pensilvania, EstadosUnidos de un área de 3,29 km².

La estación generadora está formada por dos reactorespresurizados de agua ligera construidos por Babcockand Wilcox con potencias instaladas de 786 MW(TMI-1) y 900 MW (TMI-2). La planta la operaba en ese momento la Metropolitan Edison Company. En 2008TMI-1 sigue operativa (operador: Energía Co., LLC de AmerGen) estando programado su desmantelamiento para elaño 2014. En octubre del 2009 la NRC, organismo regulador en Estados Unidos, autorizó la renovación de sulicencia de explotación 20 años más, hasta el 19 de abril de 2034.

Aunque en el momento del accidente unas 25.000 personas residían en zonas a menos de ocho kilómetros de lacentral,[2] los estudios realizados sobre la población demuestran que no hubo daños a las personas, ni inmediatos ni alargo plazo.[3]

Accidente de Three Mile Island 76

Sin embargo, las consecuencias económicas y de relaciones públicas sí fueron importantes, y el proceso de limpiezalargo y costoso. Además, el accidente redujo notablemente la confianza de la población en las centrales nucleares, yfue para muchos un presagio de los peores temores asociados a esta tecnología. Hasta el Accidente de Chernóbil,ocurrido siete años después, Three Mile Island fue considerado el más grave de los accidentes nucleares civiles (decategoría 5 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares INES), hasta que ocurre el Accidente nuclear de laCentral de Fukushima I en el 2011 (que lo iguala en categoría 5).El acontecimiento ocurrió, casualmente, tres días después del estreno de la película El síndrome de China, quetrataba sobre un incidente ficticio pero con grandes similitudes.

La central nuclear Three Mile Island

Imagen aérea de las instalaciones.

La central nuclear Three Mile Island (TMI)se compone de un reactor nuclear de agua apresión y dos generadores de vapor(tecnología conocida habitualmente por sussiglas en inglés, PWR (pressurized waterreactor) construidos por Babcock andWilcox, con potencias instaladas de 786MW (reactor TMI-1) y 900 MW (TMI-2).

El TMI-1 entró en servicio el 19 de abril de1974, y el TMI-2 lo hizo en diciembre de1978, de manera que este grupo sólo llevaba90 días funcionando cuando se produjo elaccidente.

La empresa encargada de operar la centralen el momento del accidente era laMetropolitan Edison Company(frecuentemente abreviada, Met Ed).

El reactor TMI-1 se mantuvo al margen del accidente, ya que se trata de instalaciones independientes, y además elTMI-1 estaba en "parada fría", por recarga de combustible. El reactor siguió parado hasta octubre de 1985, porproblemas técnicos, legales y reguladores.La planta afectada, TMI-2, fue sometida a un largo y costoso proceso de descontaminación, pero sigue requiriendomantenimiento y gestión, en lo que se conoce como "almacenamiento vigilado a largo plazo".[4]

La planta del reactor TMI-1 sigue en operación y aunque su licencia expiraba en 2014 fue renovada hasta el 2034.En estos momentos está operado y gestionado por Exelon Nuclear, una filial de Exelon Corporation, empresa dedistribución de energía con sede en Chicago.

Accidente de Three Mile Island 77

El accidente nuclear de Three Mile Island

Esquema de la unidad 2 de TMI.

Animación que muestra el reactor dañado en el accidente.

• El accidente comenzó cerca de las4:00 de la mañana del 28 de marzode 1979, cuando se produjo un falloen el circuito secundario de laplanta.

• Las bombas primarias dealimentación del circuito secundariodejan de funcionar a causa de unaavería mecánica o eléctrica. Estoimpidió la retirada de calor delsistema primario en los generadoresde vapor.

• Se apagaron automáticamente,primero la turbina y después elreactor.

• La presión y la temperatura en elcircuito primario (la sección nuclearde la planta) empieza a aumentarinmediatamente, debido a que elcircuito secundario no puede sacarel calor residual del circuitoprimario.

• Para evitar que esa presión llegase aser excesiva, la válvula de descargade presión (situada en la tapa delpresurizador) se abrió.

• La válvula debía cerrarse aldisminuir la presión, aunque por unfallo no lo hizo. Las señales quellegaban al operador no indicaronque la válvula seguía abierta, aunque debía haberlo mostrado.

• En consecuencia, la válvula con el fallo causó que la presión continuara disminuyendo en el sistema.• Mientras tanto, otro problema apareció en otra parte en la planta: el sistema del agua de emergencia (reserva del

sistema secundario) había sido probado 42 horas antes del accidente. Como parte de la prueba, las válvulas secierran y abren de nuevo al final de la misma. Pero esta vez, por un error administrativo o humano, la válvula nose dejó abierta, lo que evitó que el sistema de emergencia funcionara.

• Ocho minutos después del comienzo del accidente se descubre que la válvula estaba cerrada.• Una vez que se abrió, el sistema de agua de emergencia comenzó a trabajar correctamente, permitiendo que el

agua fría fluyera por los generadores del vapor.• A medida que la presión en el sistema primario continúa disminuyendo, comenzaron a formarse huecos (zonas

donde el agua hierve, formándose burbujas de vapor) en varios lugares del sistema con excepción delpresurizador.

• Debido a estos huecos, el agua del sistema fue redistribuida y el presurizador se llenó por completo de agua.• El instrumento que indica al operador la cantidad de líquido refrigerante capaz de eliminar el calor indicó

incorrectamente que el sistema estaba lleno de agua. Así, el operador dejó de introducir agua, sin saber que,

Accidente de Three Mile Island 78

debido a la válvula obturada el indicador puede, y en este caso lo hizo, proporcionar una información falsa.• Después de casi ochenta minutos desde el momento de la subida lenta de temperatura, las bombas del lazo

primario comenzaron a vibrar por cavitación, debido a que, en lugar de agua, lo que pasaba por ellas era vapor.• Las bombas se cerraron, y se creyó que la convección natural continuaría el movimiento del agua.• El vapor en el sistema bloqueó la circulación en el lazo primario y, como el agua dejó de circular, se convirtió en

grandes cantidades de vapor.• Después de unos 130 minutos desde el primer fallo, la parte superior del reactor quedó al descubierto, y debido a

la elevada temperatura, el vapor reaccionó con el revestimiento de zirconio de las barras de combustible,produciendo dióxido de zirconio e hidrógeno. El daño en el revestimiento produjo la liberación de las pastillas decombustible en el líquido refrigerante y la formación de más hidrógeno, que provocó una pequeña explosión en eledificio de contención al ser liberado.

• A las 6 de la mañana se produjo el cambio de turno en el personal de la sala de control.• Al detectar el nuevo equipo las altas temperaturas que se estaban midiendo en la tubería y depósitos posteriores a

la válvula de alivio, se procedió a cerrar una válvula auxiliar, cuando ya se habían perdido por esa vía 120,000litros de refrigerante del circuito primario.

• 165 minutos después del comienzo del problema se activaron las alarmas por radiación, cuando el aguacontaminada alcanzó los detectores. En ese momento los niveles de radiación en el líquido refrigerante (agua) delprimario era unas 300 veces mayor que los niveles esperados, y la central había sufrido ya una fuertecontaminación.

Imagen del estado en el que quedó el núcleo del reactor después delaccidente.

• En la sala de control no se sabía aun que el nivelen el circuito primario era bajo y queaproximadamente la mitad del núcleo estaba sinrefrigeración.

• Un grupo de trabajadores tomó lecturas manualesde los termopares y obtuvo una muestra del aguadel circuito primario.

• A las siete horas comenzó a inyectarse aguanueva al circuito primario y se abrió la válvula dereserva para reducir la presión.

• Tras nueve horas estalló el hidrógeno del interiordel reactor, pero la explosión pasó inadvertida.

• A las dieciséis horas las bombas del circuitoprimario se pusieron en marcha y la temperaturadel núcleo comenzó a bajar.

• Una gran parte del núcleo ya se había derretido ovaporizado, y el sistema seguía siendopeligrosamente radiactivo.

• Durante la siguiente semana el vapor y elhidrógeno fueron evacuados del reactor pasandopor el recombinador, resultando aún máspolémico al verterlos directamente a la atmósfera.Se estima que unos 2,5 millones de curios de gasradiactivo fueron emitidos debido al accidente.

Accidente de Three Mile Island 79

ConsecuenciasThree Mile Island ha sido objeto de interés para los estudiosos del factor humano como ejemplo de cómo grupos degente reaccionan y toman decisiones bajo tensión. Existe un consenso general en que el accidente fue agravado porlas decisiones incorrectas tomadas por los operadores abrumados con la información, mucha de ella inaplicable einútil. Como resultado del TMI, se cambió el entrenamiento de operadores de reactores nucleares. Antes, elentrenamiento se centraba en diagnosticar el problema subyacente. Después, el entrenamiento se ha venido centrandoen reaccionar a la emergencia pasando a través de una lista de comprobación estandarizada para asegurarse de que labase está recibiendo bastante líquido refrigerador.Limpiar el reactor después del accidente necesitó de un proyecto difícil que duró más de 10 años. Comenzó enagosto de 1979 y no terminó oficialmente hasta diciembre de 1993, con un coste total de cerca de 975 millones dedólares. Entre 1985 y 1990 se eliminaron del sitio casi 100 toneladas de combustible radiactivo. Se reinició TMI-1en 1985.Blaum, Fleming y Singer (1982) mostraron que las personas que vivían cerca del reactor nuclear de Three MileIsland exhibieron altos niveles de estrés después del accidente nuclear que ocurrió allí. También mostraron evidenciade una elevación en los niveles de presión sanguínea, un mayor número de infecciones de las vías respiratorias.Además, los sistemas inmunológicos de estas personas no funcionaban tan bien como deberían.

El Síndrome de China (The China Syndrome)El accidente en la planta ocurrió pocos días después del lanzamiento de la película El Síndrome de China (The ChinaSyndrome), que ofreció Jane Fonda como reportera de televisión en una estación en California. Jane está haciendo unreportaje sobre la energía nuclear y mientras está en la planta, casi tiene lugar un accidente. La película procuradifundir al público lo inseguro de la planta. Durante una escena, habla con un experto de seguridad nuclear, que diceirónicamente que una fusión podría forzar la evacuación de la población en un área "del tamaño de Pensilvania". Enotra ironía, el incidente ficticio en la película también ocurrió cuando los operadores de la planta interpretaron mal lacantidad de agua dentro de la base.

Notas[1] En este caso la palabra "fusión" se refiere al cambio de estado de sólido a líquido. El núcleo del reactor se derritió parcialmente; no confundir

con la fusión nuclear, proceso ajeno a todo lo tratado en este artículo[2] President's Commission on the Accident at Three Mile Island, Comisión presidencial para el accidente de Three Mile Island: The need for

change, the legacy of TMI: report of the President's Commission on the Accident at Three Mile Island (Washington, D.C.: The Commission,1979). Aka “Kemeny Commission report.” (http:/ / www. threemileisland. org)

[3] NY Times. La tasa de apariciones de cánceres es normal en las proximidades de TMI. (http:/ / query. nytimes. com/ gst/ fullpage.html?res=9802E2DC1E3FF932A35752C1A9649C8B63)

[4] Ver Foro de la Industria Nuclear Española (http:/ / www. nuclenor. org/ public/ otros/ Dossier de TMI marzo04-Documentación. pdf), pags. 7y 8

ReferenciasCoordenadas: 40°9′12″N 76°43′31″W

Reactor CANDU 80

Reactor CANDU

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El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de losaños 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y laHydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como variosparticipantes de la industria privada. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada de Atomic Energy of CanadaLimited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio", en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio(agua pesada) y su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales delCanadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero.

Características del diseño

Esquema de un reactor CANDU.

Los reactores CANDU tienen algunascaracterísticas únicas de diseño, queles proporcionan ventajas sobre otrosdiseños de reactores:• CANDU utiliza como combustible

óxido de uranio natural noenriquecido (0,7% de U-235); enconsecuencia, necesita unmoderador de neutrones máseficiente que la mayoría de otrosreactores – en este caso el aguapesada (D2O), óxido de deuterio.Esto significa que puede funcionarsin necesidad de costosasinstalaciones para elenriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos desarrollados consideran que esto es atractivo porque nopueden permitirse instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio enriquecido. ElTratado de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la AgenciaInternacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido.

• El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presiónhorizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a granpresión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita laebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuitosecundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se puedarepostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controladosindividualmente.

• El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no

Reactor CANDU 81

necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos estánconstruidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones.

• Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de combustible de medio metro de largo(grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo depunta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y unsistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. Elmoderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual.

• Puesto que el conjunto moderador del reactor se mantiene a temperatura y presión relativamente bajas, el equipopara controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el altoflujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiablesque en otros tipos de reactores.

• El reactor tiene el tiempo más bajo de apagado que cualquier otro tipo conocido. Esto parcialmente se debe engran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejodel combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar lasbarras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar.

• Otra ventaja es que el combustible utilizado es el más eficiente de los conocidos. Esto se debe al uso del aguapesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras siguefuncionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo delreactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertarvenenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible.Esto no es necesario en un CANDU.

• Otra ventaja del sistema de gestión de combustible es que los reactores pueden funcionar como si fueran decultivo (breeder) de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía deneutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se dispone de uranio. CANDU inclusoes capaz de funcionar para “quemar” material previamente utilizado en armas nucleares (ciclo del combustibleMOX), haciéndolo menos reactivo, inútil para armas. Al mismo tiempo, convierte el material de graduación paraarmamento, de manejo relativamente fácil, en un residuo altamente radiactivo. Pruebas del ciclo del combustibletambién han incluido el ciclo de combustible "DUPIC", acrónimo de "direct use of spent PWR fuel in CANDU"(uso directo de combustible gastado de PWR en CANDU), en el que el combustible gastado de un reactor PWRes empaquetado en un haz de combustible CANDU con sólo un reprocesado físico (corte en trozos), pero sinreprocesado químico. En los casos en que los diseños de BWR requieren la reactividad asociada con combustibleenriquecido el ciclo de combustible DUPIC es posible en un CANDU debido a la economía de neutrones quepermite la baja reactividad del uranio natural y del combustible enriquecido gastado.

• Después de que el diseño del CANDU clásico fue homologado, se desarrolló un reactor experimental que utilizapetróleo como refrigerante primario. El petróleo atravesaba un intercambiador de calor para calentar el vapor.Este reactor funcionó con éxito durante muchos años, y podía ser menos caro, más fiable e incluso más seguroque el reactor CANDU clásico debido a que el petróleo circulaba a presiones mucho más bajas que el vapor, y eramenos corrosivo. Este fue el ahora cerrado Reactor 1 de Whiteshell o WR-1. Gentilly-1 también fue una versiónexperimental de CANDU utilizando agua en ebullición pero no obtuvo el éxito esperado.

• Los CANDU tiene un pequeño coeficiente nulo positivo que está gestionado por sistemas de control rápidos. Estacaracterística complicó su licenciamiento en EE.UU., por lo cual Canadá no consigue aún vender una máquinaCANDU a sus vecinos.

• Para más información sobre detalles técnicos, ver Web de CANTEACH [2]

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CronologíaEl primer reactor tipo CANDU fue el Nuclear Power Demonstrator (NPD), en Rolphton, Ontario, como un diseño deprueba del concepto, y fue diseñado para producir una potencia de sólo 22 MWe, un valor de potencia muy pequeñopara un reactor de producción comercial. Este reactor generó la primera electricidad generada por medios nuclearesen Canadá, y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987.[3], [4]El segundo CANDU fue el reactor Douglas Point, una versión con más potencia tasada a cerca de 200 MWe yubicado cerca de Kincardine, Ontario. Con alguna controversia, el proyecto Douglas Point se inició en 1959, inclusoantes que el NPD, el prototipo CANDU, estuviera en desarrollo. Douglas Point entró en servicio en 1968 y funcionóhasta 1984. De modo único entre las plantas CANDU, Douglas Point incorporaba una ventana blindada a lasradiaciones (rellena con aceite) que permitía observar el extremo este del reactor, incluso mientras el reactor estabafuncionando. El tipo Douglas Point se exportó a la India y Pakistán, y es la base de los productos nacionales de laIndia 'derivados de CANDU'. Douglas Point se planificó inicialmente para ser una planta de dos unidades, pero lasegunda fue cancelada debido al éxito de las unidades mayores de 515 MWe de la Pickering Nuclear GeneratingStation. [5], [6]Los éxitos con el NPD llevaron a la decisión de construir la primera planta de multi-unidades en Pickering, Ontario.Pickering A está formada por las unidades 1 a 4, que entraron en servicio en 1971. Pickering B está formada por lasunidades 5 a 8, que entraron en funcionamiento en 1983, proporcionando una capacidad para toda la planta de 4120MWe. La planta está situada muy próxima a la ciudad de Toronto, a fin de reducir costes de transporte. La ubicaciónde la planta ha sido una preocupación para los activistas, que temen que supone un riesgo para Toronto si ocurrieraun accidente y un escape radiactivo.Pickering A inició un descanso voluntario en 1997, como parte del plan de mejora hidronuclear de Ontario. Desdeentonces las unidades 1 y 4 han vuelto a funcionar, aunque no sin considerable controversia referente a significativosexcesos sobre los presupuestos, especialmente de la unidad 4. (La reactivación de la unidad 1 se realizó básicamenteen el plazo y con el presupuesto previstos, si se tiene en cuenta los retrasos en el proyecto de arranque impuestos porel gobierno provincial de Ontario).En 2005 la Ontario Power Generation anunció que, contrariamente a lo previsto, no se realizaría la reactivación delas unidades 2 y 3 de Pickering A. La razón para este cambio de planes fue económica: la condición del material deestas unidades era mucho peor que las que habían existido en las unidades 1 y 4, en especial el estado de losgeneradores de vapor, por lo que los costes de la reactivación hubieran sido mucho más altos, y esto determinaba quela vuelta a funcionar de las unidades 2 y 3 era antieconómico. Un proyecto para el desmantelamiento de estasunidades está actualmente (2006) en las primeras fases de planificación.

Reactores CANDU en actividadActualmente (2005) en el mundo hay 29 reactores CANDU en funcionamiento, además de 11 "Derivados deCANDU" en la India (estos reactores se desarrollaron a partir del diseño CANDU después de que la India hizoexplotar una bomba nuclear y Canadá interrumpió sus negocios nucleares con ella). Los países en que están ubicadoslos reactores son:• Canadá - 16 (+2 en construcción +6 en desmantelamiento)• Corea del Sur - 4• China - 2• India - 2• Argentina - 1 (Central Nuclear Embalse), ( Atucha I y II son tipo PHWR)• Rumania - 3• Pakistán - 1

Reactor CANDU 83

Problemas económicos y políticosUna desventaja económica del diseño del reactor CANDU es el coste inicial, por una sola vez, del agua pesada, apesar de que esta penalización del alto coste de capital es normalmente compensada por el bajo coste de repostado decombustible comparado con otros modelos, ya que no requiere uranio enriquecido. Los reactores CANDU requierenla graduación más pura de agua pesada (superior al 99,75 % de pureza). Se requieren toneladas de este costosomaterial para llenar la calandria del CANDU y el sistema de transporte de calor. La alta pureza del agua pesada escara porque el agua pesada casi no se puede distinguir, químicamente, del agua normal, y se presenta enconcentraciones extremadamente bajas en el agua natural (alrededor de una parte por cada 7.000). El reactor denueva generación, el reactor CANDU avanzado, también llamado "ACR" mitiga este inconveniente al tener unregulador de tamaño más pequeño y al no utilizar agua pesada en el sistema de transporte de calor (utiliza agua ligeracomo refrigerante).Un tema político con el reactor CANDU es la aseveración de que su capacidad de repostar sin apagar también hacemás fácil producir plutonio "de graduación para armas"; es decir, plutonio con una alta concentración de Pu-239 ybajas concentraciones de otros isótopos Pu. Todos los tipos de reactores comerciales producen plutonio como unsubproducto natural de la fisión de uranio (una porción de este plutonio a continuación sufre el mismo la fisión ycontribuye significativamente al total de potencia de salida del reactor). El plutonio restante al descargar elcombustible del reactor es normalmente de "graduación de reactor" (más bajo en abundancia relativa en Pu-239) loque lo hace menos atractivo como material para fines bélicos. La aseveración, por tanto, es que el repostado sobre lamarcha posible en los reactores CANDU, permite que el combustible se descargue después de períodos deirradiación breves, en los que el combustible gastado contendría niveles elevados de PU-239 comparado con elcombustible gastado en los PWR/BWR, o en el del normal en el CANDU. No obstante, la capacidad para producirplutonio con tiempos de irradiación cortos no es única del tipo CANDU. Como con todos los reactores de energía, unmal uso de estas instalaciones no sería tan solo antieconómico en términos de producción de energía, si nofácilmente detectable con las salvaguardas internacionales establecidas. Es de mayor importancia, por tanto elrequisito que todos los tipos de reactores estén salvaguardados a un nivel comparable y aceptable, como lo estime lacomunidad internacional.En particular, Canadá firmó el Tratado de no proliferación nuclear, que exige a los estados su aceptación de noproducir armas nucleares a fin de comprar modelos CANDU (los cuales están en uso o están siendo construidos enChina, Corea del Sur, Argentina, India, Pakistán y Rumania). Todos los reactores CANDU están sujetos a lassalvaguardas de la IAEA que asegura que cumplen con los niveles de no proliferación global de la agencia de lasNaciones Unidas. La aceptación de las salvaguardas de ámbito total de la IAEA en una instalación CANDU hacemuy difícil la descarga clandestina de combustible de bajo quemado adecuado para la producción bélica. No existencasos conocidos de combustible gastado de CANDU que haya sido desviado para un programa de armas.Existe un error frecuente de que el plutonio para la Operación Buda sonriente de las pruebas nucleares de la India fueproducido con un modelo CANDU; de hecho, el plutonio fue producido por el reactor no salvaguardado CIRUS queestá basado en el diseño NRX, un modelo de reactor canadiense distinto. La India tiene algunos reactores nosalvaguardados basados en el modelo de reactor de agua pesada presurizada, utilizado para generar energía y del quealgún combustible gastado del la planta de energía atómica de Madras (MAPS) fue reprocesado a plutonio en losúltimos años 80. Aunque estos reactores podrían utilizarse, en principio, para la producción de plutonio, la India hadesarrollado autónomamente y construido el “reactor tipo pool” (Dhruva) que es una versión ampliada del tipoCIRUS diseñado para la producción de plutonio. Es este reactor el que se cree produjo el plutonio para las recientespruebas nucleares de la India Operación Shakti.

Reactor CANDU 84

Medidas que apuntan preocupacionesLas eficientes instalaciones CANDU son muy cuidadosas en el control de pérdidas de agua pesada de la calandria, ytambién separan el tritio del regulador para su venta en el mercado médico secundario. Algunas grandesinstalaciones CANDU utilizan el sobrante de energía para hacer funcionar sus pequeñas plantas de separación dedeuterio, para actualizar las existencias de agua pesada y reducir costes.La gran masa térmica de la fría calandria actúa como un mecanismo sustancial de seguridad. Si un conjunto decombustible se recalentara y fundiera, sería enfriada por un proceso de cambio de la geometría del reactor. Además,debido a la utilización de uranio natural como combustible, el reactor no podría mantener una reacción en cadena sise produjera una alteración en algún modo significativa, de la geometría del canal original.Tal como se ha citado arriba, al quemarlo como combustible, CANDU puede ciertamente convertir las existenciaspara armas, en plutonio no apto con posterioridad para su uso bélico. Atomic Energy of Canadá presentó unapropuesta para actuar así al Departamento de Energía de Estados Unidos, el cual está actualmente (2005) siendodebatido por las agencias del gobierno y organizaciones no gubernamentales.

Véase también• Energía nuclear en Canadá• Lista de reactores nucleares

Enlaces externos(en inglés):• Grupo propietario de CANDU [7]

• Historia del reactor CANDU [8]

• Enseñanza, educación y bibliografía sobre la tecnología Candu [9]

• Ontario Power Generation [10]

• Bruce Power [11]

• New Brunswick Power [12]

• Hydro Quebec [13]

• Atomic Energy of Canada Limited [14]

• Canadian Nuclear Safety Commission [15]

• Canadian Nuclear Society [16]

• Canadian Nuclear Association [17]

• Canadian Nuclear FAQ [18]

Texto en cursiva

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Referencias[1] http:/ / en. wikipedia. org/ wiki/ Reactor_candu?action=history[2] http:/ / canteach. candu. org/[3] http:/ / www. cns-snc. ca/ events/ npd/ npd_main_eng. htm[4] http:/ / archives. cbc. ca/ IDC-1-75-104-896/ science_technology/ candu/ clip3[5] http:/ / www. cns-snc. ca/ history/ DouglasPoint/ DouglasPoint. html[6] http:/ / www. cns-snc. ca/ history/ DouglasPoint/ AECL-2400/ AECL2400-1. html[7] http:/ / www. candu. org/[8] http:/ / www. candu. org/ candu_reactors. html[9] http:/ / cantech. candu. org/[10] http:/ / www. opg. com/ default2. asp[11] http:/ / www. brucepower. com/[12] http:/ / www. nbpower. com/ en/[13] http:/ / www. hydroquebec. com/[14] http:/ / www. aecl. ca/[15] http:/ / www. nuclearsafety. gc. ca/[16] http:/ / www. cns-snc. ca/[17] http:/ / www. cna. ca/[18] http:/ / www. nuclearfaq. ca

Magnox

Diagrama esquemático de un reactor nuclearMagnox mostrando el flujo del gas. Obsérvese

que el intercambiador de calor está en el exteriordel escudo protector de la radiación de cemento.Se representa un antiguo diseño Magnox con un

vaso de presión cilíndrico de acero.

Magnox es un tipo obsoleto de reactor de energía nuclear que, cuandofuncionaba con un corto (antieconómico) ciclo de combustible, podíaproducir plutonio para armas nucleares. En total, en el Reino Unido, dedonde era originario el diseño, se construyeron 11 plantas de energíacon un total de 26 unidades. Además, se exportó una a Japón y otra aItalia. Corea del Norte también desarrolló sus propios reactoresMagnox basados en el diseño del Reino Unido, lo que fue hechopúblico en una conferencia de Átomos para la Paz.

La primera planta de energía Magnox, Calder Hall, fue la primeraplanta de energía nuclear del mundo. La primera conexión a la red seprodujo el 27 de agosto de 1956, y la planta fue inauguradaoficialmente por la Reina Elizabeth II el 17 de octubre de 1956. [1].Cuando se cerró la planta el 31 de marzo de 2003, el primer reactorhabía estado en funcionamiento durante cerca de 47 años [2].

No obstante, las dos primeras plantas (Calder Hall y Chapelcross) eran de propiedad inicialmente de la UKAEA y seutilizaron básicamente al principio para producir plutonio para uso militar, con dos cargas de combustible por año.[3]. Desde 1964 se utilizaron principalmente para ciclos de combustible comerciales, a pesar de que no fue hastaabril de 1995 que el gobierno del Reino Unido anunció que toda la producción de plutonio con finalidad militarhabía cesado. [4].Las posteriores y mayores unidades fueron propiedad de CEGB y funcionaron en ciclos de combustible comerciales.En 2005, cuatro plantas de energía Magnox siguen funcionando en el Reino Unido y se tiene previsto su cierre parael año 2010.Magnox es también el nombre de una aleación— básicamente de magnesio con pequeñas cantidades de aluminio yotros metales— utilizada en la cobertura de combustible de uranio no enriquecido con una cubierta inoxidable paracontener productos de fisión.

Magnox 86

Magnox es una aleación de Magnesio no oxidable. Este material tiene la ventaja de una baja captura de neutrones ensección cruzada, pero tiene dos importantes inconvenientes:• Limita la temperatura máxima, y en consecuencia la eficiencia térmica, de la planta.• Reacciona con el agua, impidiendo el almacenaje a largo plazo bajo el agua del combustible gastado.El combustible Magnox incorpora aletas de refrigeración para proporcionar la máxima transferencia de calor a pesarde las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que lo hace caro de producir. Aunque la utilización de metal deuranio en lugar de óxido hace el reprocesado más directo y por tanto más barato, la necesidad de realizar elreprocesado del combustible en un corto período de tiempo después de su retirada del reactor supone que los riesgosde fisión del producto sean graves. Se requieren costosas instalaciones remotas de manipulación para controlar estepeligro.La expresión magnox también puede hacer referencia a:• Tres reactores en Corea del Norte, todos ellos basados en los diseños desclasificados de los reactores Magnox de

Calder Hall:• Un pequeño reactor experimental de 5 MWe en Yongbyon, que funcionó de 1986 a 1994, y volvió a funcionar

en 2003. El plutonio procedente del combustible gastado de este reactor ha sido utilizado en el programa dearmas nucleares de Corea del Norte.

• Un reactor de 50 MWe, también en Yongbyon, cuya construcción se inició en 1985 pero que nunca se finalizódebido al Acuerdo marco de 1994 entre Corea del Norte y Estados Unidos.

• Un reactor de 200 MWe en Taechon, la construcción del cual se interrumpió en 1994.• Nueve reactores de energía UNGG construidos en Francia, que ahora se encuentran apagados permanentemente.

Estos eran reactores de grafito refrigerados por dióxido de carbono con combustible de metal de uranio natural,muy similares al diseño de los reactores Magnox británicos, excepto que la cobertura era de aleación demagnesio-zirconio.

La denominación aceptada para toda esta primera generación de reactores refrigerados por dióxido de carbono ymoderados por grafito, incluyendo el Magnox y el UNGG, es GCR de la expresión inglesa Gas cooled reactor(reactor refrigerado por gas).El Magnox fue sustituido en el programa británico de plantas nucleares por el Reactor avanzado refrigerado por gas(Advanced gas-cooled reactor) o AGR, que se derivó del mismo. Una característica clave de los AGR es lasustitución de la cobertura de magnox para permitir mayores temperaturas y mayor eficiencia térmica. La coberturade acero inoxidable fue la adoptada tras probarse y desecharse muchas otras aleaciones.

Descripción generalLos reactores magnox están refrigerados por dióxido de carbono presurizado y son moderados por grafito. Utilizancomo combustible uranio natural, es decir no enriquecido, y una aleación de magnox para la cobertura.El diseño fue refinado de forma continuada, y muy pocas unidades son idénticas. Los primeros reactores teníanrecipientes de acero presurizados, mientras que las últimas unidades (Oldbury y Wylfa) son de cemento reforzado;algunas tienen una forma cilíndrica, pero la mayoría de ellos son esféricos. La presión de trabajo oscila ente los 6,9 a19,35 bar para los recipientes de presión de acero, y los dos diseños en cemento reforzado funcionan a 24,8 y 27 bar.Ninguna compañía de construcción británica en su momento era lo suficientemente grande para construir todas lasplantas nucleares, por lo que su realización se llevó a cargo por diversos consorcios en competición, de tal modo queello añadió diferencias entre las plantas.El repostado del combustible sobre la marcha era una parte esencial económicamente del diseño, al maximizar ladisponibilidad de la planta de energía por eliminación de los tiempos de parada en el repostaje. Esto fueparticularmente importante para Magnox ya que el combustible no enriquecido tiene un punto de ignición bajo, loque requiere cambios de combustible más frecuentes que en la mayoría de los reactores de uranio enriquecido.

Magnox 87

Los reactores Magnox tienen un considerable grado de seguridad inherente debido a su robusto diseño, baja densidadde energía, y la refrigeración por gas. Por ello no requieren ni poseen instalaciones de segunda contención. Losaccidentes de pérdida de refrigerante –considerados en el diseño— no hubieran causado fallos a gran escala decombustible, ya que la cobertura Magnox hubiera retenido la mayor parte del material radiactivo, siempre que elreactor fuera apagado rápidamente.Como el refrigerante ya es un gas, la presión que puede ocasionar una explosión que se produzca en un proceso deebullición no es un riesgo, como el que sucedió en la catastrófica explosión de vapor en el accidente de Chernóbil.En los más viejos diseños de recipiente de presión de acero, los hervidores y conductos de gas están fuera del escudobiológico de cemento. En consecuencia, este diseño emite una cantidad significativa de radiación gamma y radiaciónde neutrones, definida como "shine" (brillo) directo. Por ejemplo, las personas más expuestas que vivían cerca delreactor Magnox de la Planta de energía de Dungeness en 2002 [5] recibieron 0,56 mSv, por encima de la mitad de ladosis de radiación máxima recomendada por la Comisión Internacional de Protección Radiológica, sólo del "shine"directo. Las dosis de los reactores de Oldbury y Wylfa, que tienen recipientes de presión de cemento que encapsulantodo el circuito de gas, son mucho más bajas.

DesinstalaciónLa Nuclear Decommissioning Authority, United Kingdom (NDA) es la responsable de la desinstalación de lasplantas de energía Magnox en el Reino Unido con un coste estimado de £12,6 mil millones. Hay un debateactualmente sobre si la estrategia de desinstalación que debe adoptarse ha ser a 25 ó 100 años.Además la planta de la BNFL de Sellafield que, entre otras actividades, tiene la del reprocesamiento de combustiblegastado Magnox en su planta de B205, tiene un coste estimado de desinstalación de £31,5 mil millones. Elcombustible Magnox se produce en Springfields cerca de Preston; el coste estimado de desinstalación es de £371millones. El coste total de desinstalar las actividades Magnox muy posiblemente excede los £2 mil millones, con unamedia de alrededor de £2 mil millones por emplazamiento de reactor productivo.Calder Hall se inauguró en 1956 como la primera planta de energía nuclear comercial del mundo, y es una partesignificativa de la herencia industrial del Reino Unido. La NDA está considerando preservar el Reactor 1 de CalderHall como un museo.

Lista de reactores Magnox en el Reino Unido• Calder Hall cerca de Whitehaven, Cumbria - 4 unidades de 50 MWe cada una, conectada a la red por primera vez

en 1956, apagadas en 2003• Chapelcross cerca de Annan, Dumfriesshire, 4 unidades de 50 MWe cada una, primera conexión a red en 1959,

apagadas en 2003• Berkeley en Gloucestershire, 2 unidades de 138 MWe cada una, primera conexión a red en 1962, apagadas en

1989.• Bradwell cerca de Southminster, Essex, 2 unidades de 121 MWe cada una, primera conexión a la red 1962,

apagadas en 2002.• Hunterston "A" entre West Kilbride y Fairlie, Ayrshire 2 unidades de 160 MWe cada una, primera conexión a la

red en 1964, apagadas en 1990.• Hinkley Point cerca de Bridgwater, Somerset, 2 unidades de 235 MWe cada una, primera conexión a la red en

1965, apagadas en 1999.• Trawsfynydd en Gwynedd, 2 unidades de 195 MWe cada una, primera conexión a la red en 1965, apagadas en

1991.• Dungeness "A" en Kent, 2 unidades de 219 MWe cada una, primera conexión a la red en 1966.• Sizewell "A" cerca de Leiston, Suffolk, 2 unidades de 210 MWe cada una, primera conexión a la red en 1966.

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• Oldbury cerca de Thornbury, South Gloucestershire, 2 unidades de 217 MWe cada una, primera conexión a la reden 1968, planinficado su apagado para el 2008.

• Wylfa en Anglesey, 2 unidades de 490 MWe cada una, primera conexión a la red en 1971

Reactores Magnox exportados por el Reino Unido• Latina, Italia, 1 unidad de 160 MWe, primera conexión a la red en 1963, apagada en 1987 como consecuencia del

Referéndum italiano sobre energía nuclear• Tokaimura (o Tokai), Japón, 1 unidad de 166 MWe, primera conexión a la red en 1966, apagada en 1998

Véase también• Lista de reactores nucleares

Enlaces externos(en inglés):• Nuclear Sites Stakeholder Information [6] – Visión general de cada planta de energía Magnox, facilitada por el

British Nuclear Group• Magnox Safety Reviews [7] – Inspección de Instalaciones Nucleares.• Vertido del combustible Magnox gastado [8] - BNFL• Experiencia del funcionamiento del reactor Magnox de Latina [9] - Ente Nazionale per l'Energía Elettrica• Diseño de elementos del combustible Magnox [10]

• Empiezan los trabajos de limpieza de los estanques de refrigeración Magnox de Sellafield [11] – IngenieríaNuclear Internacional.

• Biblioteca de depósito de imágenes del British Nuclear Group [12] – Una amplia colección de fotografíasinteriores y exteriores de todas las planta de energía nuclear Magnox en el Reino Unido.

Referencias[1] http:/ / www. bnfl. com/ index. aspx?page=413[2] http:/ / www. guardian. co. uk/ nuclear/ article/ 0,2763,918724,00. html[3] http:/ / www. nautilus. org/ archives/ pub/ ftp/ napsnet/ papers/ hayes1193. txt[4] http:/ / www. mod. uk/ publications/ nuclear_weapons/ accounting. htm[5] http:/ / www. bnfl. com/ dischargesreport2002/ 121. htm#p139[6] http:/ / www. nuclearsites. co. uk[7] http:/ / www. hse. gov. uk/ nuclear/ magnox. pdf[8] http:/ / www. defra. gov. uk/ rwmac/ reports/ reprocess/ 16. htm[9] http:/ / www. iaea. org/ inis/ aws/ htgr/ abstracts_c/ abst_iwggcr19_17. html[10] http:/ / www. atomicinsights. com/ jan96/ Magnox. html[11] http:/ / www. neimagazine. com/ story. asp?sectionCode=132& storyCode=2032396[12] http:/ / magnox. info

Reactor de agua a presión 89

Reactor de agua a presión

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Maqueta de una central nuclear tipo PWR.

Un reactor de agua a presión (por sussiglas en inglés PWR: Pressurized WaterReactor), es un tipo de reactor nuclear queusa agua como refrigerante y moderador deneutrones.

En un PWR, el circuito primario derefrigeración está presurizado con el fin deevitar que el agua alcance su punto deebullición, de aquí el nombre de este tipo dereactores. El PWR es uno de los tipos dereactores más utilizados a nivel mundial.Hay más de 230 reactores tipo PWR en usopara la generación de energía eléctrica (losPWR producen típicamente entre 900 y1500 MWe), y varios cientos más que seusan para propulsión naval. El PWR fuediseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en unsubmarino nuclear. También, algunos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares (verArmy Nuclear Power Program).

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Resumen

La figura a la derecha muestra unesquema de un reactor tipo PWR. Enun PWR (y en la mayoría de losreactores nucleares de potencia), elcombustible nuclear (C) calienta elagua del circuito primario entregandocalor por conducción térmica a travésde la vaina que contiene alcombustible. El agua calentada por elcombustible nuclear, se bombea (P1)hacia un tipo de intercambiador decalor llamado generador de vapor (B),en donde el calor del agua del circuitoprimario se transfiere hacia el agua delcircuito secundario para convertirla envapor. La transferencia de calor selleva a cabo sin que el agua de loscircuitos primario y el secundario semezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario nolo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve ungenerador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica quese utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico estáconectado a la red de distribución eléctrica. Tras pasar por la turbina, el vapor se enfría en un condensador (K) dondese tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador esenfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario.

Se tienen dos características distintivas de los reactores de agua presurizada (PWR):• En un PWR, hay tres circuitos de refrigeración (primario, secundario y terciario), que utilizan agua ordinaria

(también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua enebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos queutilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración.

• La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es una presión notablemente más alta que enotros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valortal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. Encambio, en un BWR el agua del primario no está tan presurizada y una fracción en torno al 15% se convierte envapor en el núcleo del reactor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover laturbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.

Características de Diseño de los reactores tipo PWR

RefrigeranteEn reactores tipo PWR se utiliza agua ordinaria como refrigerante. El agua alcanza temperaturas del orden de los 315 °C (~600 °F). El agua permanece fundamentalmente en fase líquida (si bien hay ebullición nucleada en la zona del núcleo) debido a la alta presión a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150 atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que se convierte en vapor saturado en el

Reactor de agua a presión 91

generador de vapor para ser usado en la turbina (en la mayoría de los diseños la presión del secundario es de 60 atmy la temperatura del vapor es de 275 °C).

ModeradorLos reactores PWR, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones rápidos producidospor las fisiones en el combustible del rector pierdan energía, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lodenomina moderación) con el fin de poder mantener la reacción en cadena. Dado que la masa de núcleos dehidrógeno que se encuentran en una molécula de agua es parecida (en realidad es algo mayor) a la masa de unneutrón, los neutrones van perdiendo velocidad a medida que chocan con las moléculas de agua. El efecto demoderación será mayor en la medida que la densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad demoléculas de agua por unidad de volumen, entonces mayor será la probabilidad de que un neutrón choque con unamolécula). En los PWR el agua que se usa como refrigerante, también actúa como material moderador. El uso deagua como moderador es una importante característica de seguridad de los reactores PWR, ya que, en caso de unincremento en la temperatura del moderador (por ejemplo, durante una subida incontrolada de la potencia delreactor), la densidad del agua disminuye, reduciendo el efecto de moderación y por lo tanto, reduciendo laprobabilidad de que los neutrones rápidos pierdan velocidad y alcancen la velocidad necesaria para inducir unanueva fisión (y por lo tanto resultando en una reducción de la potencia del reactor). Este efecto hace que los reactoresPWR sean muy estables.

Combustible

Elemento Combustible de reactor PWR. Diseñado y construido por Babcock andWilcox.

El combustible que se utiliza enreactores PWR es un óxido de uranio,donde el uranio se encuentraenriquecido en 235U en valores que vande 2 a 4%. Tras su enriquecimiento, eldióxido de uranio (UO2) en polvo secuece a alta temperatura en un hornode sinterizado para poder endurecer elmaterial y permitir la fabricación depastillas (en inglés, pellets) de dióxidode uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente ala corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y lavaina). Estas vainas de combustible así terminadas se agrupan en elementos combustibles que son utilizados paraformar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y elnúcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles son bloques de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elementocombustible tiene alrededor de 4 m de longitud.

Reactor de agua a presión 92

Recipiente de Presión de un reactor PWR

Control

La potencia del reactor en PWR comercialesy militares se controla normalmente variandola concentración de ácido bórico en elrefrigerante del circuito primario. El boro esun absorbente de neutrones muy eficaz y, porlo tanto, incrementando o reduciendo laconcentración de boro en el reactor se afectala población de neutrones en el reactor.Además el reactor utiliza barras de controlque se insertan desde arriba en los elementoscombustibles y se utilizan normalmente solopara las operaciones de arranque y apagadodel reactor. En contraste, los reactores tipoBWR no usan boro disuelto en el refrigeranteprimario para el control de la potencia delreactor sino que se realiza regulando elcaudal de refrigerante. Esta es una ventaja delos BWR en relación a otros reactores ya queel ácido bórico es muy corrosivo y ademásno se requiere de un sistema que se encarguede regular la concentración de esteabsorbente. Sin embargo, la mayoría de losreactores BWR comerciales incluyen unsistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario.Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado delreactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Salvaguardias Tecnológicas

El Sistema de Inyección de Seguridad, SIS

Actúa cuando se produce un LOCA (Loss of Coolant Accident) inyectando agua borada en el reactor para evitar elaumento de temperatura en las vainas de combustible. Consta de tres fases:a) Inyección pasiva de los acumuladores: El agua borada está almacenada a unos 45 bares en unos tanques, de loscuales hay uno por cada lazo. El agua está retenida gracias a unas válvulas que se abren si la presión en los taques esmayor que en el sistema de refrigeración primario. Al producirse el LOCA, provocará una despresurización en elprimario y las válvulas se abrirán, inyectando el agua borada en la rama fría del SRR (Sistema de Refrigeración delReactor). Esto proporciona un enfriamiento rápido del núcleo cuando se producen grandes roturas.b) Inyección de seguridad activa: Esta fase se realiza mediante 2 sistemas, el sistema de baja presión, SBP, y el dealta, SAP: El SBP inyecta agua borada en el SRR en el caso de roturas grandes. Se compone de 2 ó 3 trenes dealmacenamiento del agua de recarga. El SAP inyecta agua en el caso de roturas pequeñas, en las que la pérdida decarga y presión es lenta. La inyección activa se acciona cuando varios elementos de la instrumentación electrónicadetectan baja presión en el presionador, aumento de la presión de la contención, enfriamiento excesivo delrefrigerante, o en una de las líneas de vapor.

Reactor de agua a presión 93

c) Cuando el nivel del Tanque de Almacenamiento del Agua de Recarga cae a un cierto nivel, las bombas ya nosuccionan del mismo sino del sumidero del recinto de contención, y entonces la segunda fase del SIS termina.Comienza entonces la recirculación del agua a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeraciónpara evitar así la ebullición del agua en el núcleo y la consiguiente deposición de boro en las vainas.

Ventajas• Los reactores tipo PWR son muy estables debido a su tendencia a reducir su potencia ante incrementos de

temperatura, esto ayuda a reducir la posibilidad de perder el control de la reacción en cadena.• Los PWR pueden ser operados con un núcleo que contiene menos material fisible que el necesario para alcanzar

la condición de criticidad con neutrones instantáneos (en inglés, prompt critical). Esto reduce la posibilidad deque el reactor tenga una subida incontrolada de la potencia y es una de las características de seguridad de losPWR.

• Puede verse también como ventaja el hecho de que al utilizar uranio enriquecido como combustible, los PWRpueden utilizar agua ordinaria como moderador en lugar de necesitar agua pesada cuya producción es costosa.Nota: esta ventaja es relativa, ya que el proceso de enriquecimiento de uranio también es un proceso costoso (vertambién desventajas).

Desventajas• El agua del sistema refrigerante primario tiene que ser presurizado a altas presiones para mantener el agua en fase

líquida a las temperaturas de trabajo del reactor. Esto pone requerimientos exigentes sobre las cañerías y elrecipiente de presión del reactor y por lo tanto incrementa los costos de construcción. También eso incrementa elriesgo ante un accidente con pérdida de refrigerante del sistema primario.

• Los PWR no pueden cambiar el combustible gastado mientras están operando. Esto limita la eficiencia del reactory también implica que tiene que salir de operación por periodos más largos que otros tipos de centrales nucleares.

• El agua caliente del primario con ácido bórico disuelto es corrosivo para el acero inoxidable, causando que losproductos de corrosión (que son radiactivos) circulen por el circuito primario. Esto limita la vida útil del reactor yademás requiere de sistemas especiales para el filtrado de los productos de corrosión, lo cual incrementa el costodel reactor.

• El agua ordinaria es más absorbente de neutrones que el agua pesada. Por lo tanto al utilizar agua ordinaria comomoderador es necesario utilizar uranio enriquecido como combustible, lo cual incrementa el costo delcombustible. En el caso de los reactores que usan agua pesada, es posible utilizar uranio natural comocombustible, pero el costo en este caso está en la producción del agua pesada.

• Dado que el agua actúa como moderador de neutrones, no es posible construir un reactor rápido con un diseño dePWR. Por esta razón no es posible construir un reactor rápido reproductor que utilice agua como refrigerante. Sinembargo es posible construir un reactor reproductor térmico utilizando agua pesada.

Reactor de agua a presión 94

Diseños Avanzados de reactores tipo PWR• European Pressurized Reactor (EPR).• Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000), en inglés.

Véase también• Lista de reactores tipo PWR, en inglés.• BWR• Reactor nuclear• Central nuclear• Energía nuclear• Combustible nuclear• MOX

Referencias[1] http:/ / en. wikipedia. org/ wiki/ Reactor_de_agua_a_presi%C3%B3n?action=history

Reactor de agua en ebullición

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Un reactor de agua en ebullición (BWR) (ing: Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera(LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que el agua comúnse utiliza como refrigerante y moderador. Ésta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza paraimpulsar la turbina que mueve el generador eléctrico.

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Funcionamiento

Esquema de funcionamiento de un BWR. 1 = Vasija del reactor; 2 = Elemento fisil; 3 =Barras de control; 4 = Bombas de circulación; 5 = Motores de las barras de control; 6 =

Vapor; 7 = Entrada de agua; 8 = Turbina de alta presión; 9 = Turbina de baja presión; 10= Generador eléctrico; 11 = Excitador del generador eléctrico; 12 = Condensador de

vapor; 13 = Agua fria para el condensador; 14 = Precalentador; 15 = Bomba decirculación de agua; 16 = Bomba de agua fria del condensador; 17 = Camara de

hormigón; 18 = Conexión a la red eléctrica

En un reactor del tipo BWR sólo seutiliza un circuito en el cual elcombustible nuclear (2) hace hervir elagua produciendo vapor. Este últimoasciende hacia una serie de separadoresy secadores que lo separan del caudaldel agua de refrigeración, reduciendoel contenido de humedad del vapor, locual aumenta la calidad de éste. Elvapor seco fluye entonces en direccióna la turbina (8,9) que mueve elgenerador eléctrico (10). Tras esto elvapor que sale de la turbina pasa porun condensador (12) que lo enfríaobteniéndose nuevamente agua liquida,la cual es impulsada mediante bombas(15) de nuevo hacia el interior de lavasija (1) que contiene el núcleo. Dadoque el vapor fluye desde el reactor,éste se comporta como una máquinatérmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales(denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.

ControlLa potencia del reactor se controla mediante dos métodos:

Control por barras de control (3)

Variar la posición (retirando o introduciendo) de las barras de control es el método común de control de la potenciacuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras decontrol se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible. Por tantoaumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la absorción de neutrones enéstas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor.

Control por flujo de agua

Variar (aumentando o disminuyendo) el flujo de agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan más rápidamente del núcleo, aumenta por tanto la cantidad de agua líquida en el núcleo, con lo que a su vez aumenta la moderación de neutrones. Esto significa que habrá más neutrones que se ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia, aumentará la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a través del núcleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua liquida en el núcleo disminuye, decrece la moderación de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y son absorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta es una característica muy relevante del diseño de los BWR para la seguridad nuclear dado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar a una mayor ebullición de agua y por tanto una disminución de la potencia del reactor, que puede

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llegar a su apagado.

DiseñoEl circuito agua/vapor se encuentra a una presión de unas 75 atmósferas, y por ello el agua hierve en el núcleo a unatemperatura de alrededor de 285 °C. Dicha presión es relativamente baja, en comparación con la de los reactores detipo PWR. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor,dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia queen la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite laebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presiónatmosférica).Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisótopos, serequiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protecciónradiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento del coste relacionado con el funcionamiento y elmantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor que la de unPWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en sumayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempodespués de haber detenido el reactor.

Elemento Combustible.

En un BWR moderno cada elemento combustibleconsta de entre 74 y 100 barras de combustible, y haymás de 800 de estos elementos en el núcleo del reactor,sumando un total de aproximadamente 140 toneladasde uranio. El número de elementos combustibles en unreactor en concreto depende de la potencia a generar, eltamaño del núcleo y la densidad de potencia que seproyecte para dicho reactor.

En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor.Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continúa generando calor debido a laradiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el casode que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor deagua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye amedida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, alcontrario de lo que ocurre en el PWR, que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en lapresión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá comoresultado una disminución súbita de la proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Esteaumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia desalida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad estándiseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad delos sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a loscomponentes que contienen el refrigerante.

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Ventajas• La vasija del reactor y sus componentes asociados operan a una presión notablemente baja (alrededor de 75 veces

la presión atmosférica) en comparación con un PWR (unas 158 veces la presión atmosférica).• La vasija del reactor está sometida a una irradiación notablemente menor en comparación con un PWR, y por

tanto no se vuelve tan frágil con la edad.• Opera con una temperatura del combustible nuclear menor.• El rendimiento de este tipo de reactor es ligeramente superior al de los reactores PWR debido a la eliminación del

intercambiador de calor entre los circuitos primario y secundario que necesita este último.• El reactor tiene un coeficiente de realimentación de potencia negativo fuertemente dominado por el coeficiente de

realimentación por vacío (fracción de vapor en el reactor). Esto resulta en una característica de seguridadintrínseca de este tipo de reactores donde un evento que resultara en un incremento de potencia en el reactorresultaría en un aumento de la proporción de vapor en el reactor. Debido al coeficiente de vacío negativo, estoresultaría en una tendencia a reducir la potencia del reactor. Esta característica, sumada al coeficiente derealimentación por temperatura que también es negativo hace que los BWR sean reactores muy estables ycontrolables.

Desventajas• Cálculos operacionales complejos para manejar el uso del combustible nuclear en los elementos combustibles

durante la producción de energía debido al flujo bifásico (líquido y vapor) en la zona superior del núcleo (apenasun problema con los ordenadores modernos), y son necesarios más instrumentos en el interior del núcleo.

• Requiere de una vasija de presión mucho más grande que la de un PWR de similar potencia, lo cual redunda en unmayor coste. (No obstante, los costes totales se ven reducidos debido a que los BWR modernos no poseengeneradores de vapor y sus tuberías asociadas)

• Contaminación de la turbina por productos de fisión (no es un problema con la moderna tecnología decombustibles)

• Es necesaria protección y controlar el acceso a las turbinas de vapor durante su funcionamiento normal debido alos niveles de radiación provenientes del vapor, el cual entra directamente desde el núcleo del reactor. Además, sehan de tomar precauciones adicionales durante las tareas de mantenimiento de la turbina en comparación con losPWR.

• Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podrían caer dentro del reactor por su propiopeso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras decontrol están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caeríanpor su propio peso).

• La inserción completa de las barras de control detienen efectivamente la reacción nuclear primaria. Sin embargo,el combustible nuclear continua generando calor residual por decaimiento radioactivo a una tasa aproximada del7% de la potencia total del reactor, lo cual requiere de uno a tres años de bombeo de refrigerante para lograrestabilizar el reactor a baja temperatura. Si la refrigeración falla el momento de apagar el reactor, este puedesobrecalentarse hasta temperaturas por encima de los 2200 grados, llevando al agua a descomponerse enhidrógeno y oxígeno. En este escenario existe un alto riesgo de explosión, que puede amenazar la integridadestructural del reactor.

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Véase también• Reactor nuclear• Central nuclear• Energía nuclear

Referencias[1] http:/ / en. wikipedia. org/ wiki/ Reactor_de_agua_en_ebullici%C3%B3n?action=history

Reactor de sal fundidaHacia 1960 estaba clara la visión de una familia de reactores de sal fundida. La factibilidad técnica parecía estar enun sólido terreno – mediante una combinación compatible de sal, grafito y materiales de contención – pero seprecisaba un reactor para demostrar esta tecnología. Este fue el objeto del «experimento de reactor de sal fundida»(MSRE en sus iniciales en inglés): demostrar que algunas de las características clave de de los propuestos reactoresde energía de sal fundida podían ser incorporadas en un reactor práctico que pudiera ser operado con seguridad yfiabilidad y que pudiese ser mantenido sin excesivas dificultades. Para simplificarlo debía de ser aceptablementepequeño, un reactor de un fluido que funcionase a 10 MW(t) o menos, con dispersión del calor en el aire, a través deuna sal secundaria.

DescripciónEl vaso del reactor medía 5 pies de diámetro. El combustible era LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (64-30-5-1 moléculas %), lasal secundaria era LiF-BeF2 (66-34 moléculas %), el moderador era grafito de clase CGB, y todas las otras partes encontacto con la sal eran de la aleación Hastelloy-N. El cuenco de la bomba de combustible era el espacio deagitación para el circuito de circulación, en donde alrededor de 50 gpm de combustible eran rociadas en el espaciodel gas para permitir que el xenón y el kriptón escapasen de la sal. También el cuenco de la bomba estaba situada latoma a través de la cual se podían retirar muestras de la sal o se podían introducir cápsulas de sal enriquecida decombustible concentrada (UF4-LiF o PuF3). El sistema de combustible estaba situado en celdas selladas, cuyomantenimiento se realizaba mediante herramientas de manejo a distancia a través de aberturas en el techo del escudo.Para fluidificar el combustible que circulaba por el sistema, antes y después de las labores de mantenimiento, seutilizaba un tanque de sal de LiF-BeF2. En una celda adyacente al reactor se encontraba una sencilla instalación parainsuflar gas a través del combustible o para fluidificar la sal: H2-HF para retirar el óxido, F2 para retirar el uraniocomo UF6.

Desarrollo y construcciónLa mayoría de los esfuerzos en el proyecto del MSRE entre 1960 y 1964 se dedicaron a su diseño, desarrollo yconstrucción. La producción y las pruebas posteriores del grafito y del Hastelloy-N, ambos apilados y en el exterior,fueron las principales actividades de desarrollo. Otras actividades incluían los trabajos en la química del reactor, eldesarrollo y las técnicas de fabricación del Hastelloy-N, el desarrollo de componentes del reactor, y la planificaciónde mantenimiento remoto y las preparaciones.Antes de que empezara el desarrollo del MSRE, las pruebas habían mostrado que la sal no era permeable en el grafito en el que los poros eran muy pequeños. El grafito con la deseada estructura porosa estaba disponible sólo en pequeñas piezas preparadas de modo experimental; además, cuando el fabricante inició la producción de una nueva clase (CGB) que cumpliera con los requerimientos del MSRE, surgieron nuevas dificultades. Una serie de impregnaciones de brea y de tratamientos de calor produjeron la estructura de alta densidad y pequeña porosidad

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deseada, pero en las fases finales aparecieron roturas ocasionales en muchas de las barras de 2 ¼ pulgadas.Aparentemente las roturas se debían a que la estructura era tan fuerte que los gases de la pirolisis del impregnante nopodían escapar con la suficiente rapidez. Las pruebas demostraron, no obstante, que las roturas no se propagarían,incluso cuando se rellenaran de sal y se sometieran a ciclos repetitivos de enfriamiento. Según los análisis sedemostró que el calentamiento en las roturas rellenadas con sal no sería excesivo, y el grafito fue aceptado para suuso en el MSRE.La elección del Hastelloy-N para el MSRE se realizó en base de los prometedores resultados de las pruebas en lascondiciones de la ANP y el cumplimento de muchos de los datos metalúrgicos requeridos. El desarrollo para elMSRE generó nuevos datos necesarios para la aprobación del código ASME. Esto también incluía la preparación deregulaciones para la obtención de Hastelloy-N y para la fabricación de componentes. Los materiales para el MSRE,que alcanzaba casi las 200.000 libras en una variedad de presentaciones, fueron producidos comercialmente.Mediante la soldadura de fisuras con calentamientos experimentales se realizaron cambios menores en lacomposición, con lo que no hubo dificultades para obtener un material aceptable. Se solicitaron a varias compañíasfabricantes en la industria nuclear ofertas para la fabricación del componente, pero todas rehusaron presentarlasdebido a la falta de experiencia con la nueva aleación. En consecuencia, todos los componentes más importantesfueron fabricados en las factorías propiedad de la AEC en Oak Ridge y Paducah. Siguiendo los procedimientosadecuados, la fabricación de Hastelloy-N no presentó problemas especiales.En el momento en que se establecieron las condiciones de diseño por el MSRE, los pocos datos de que se disponíaindicaban que la resistencia y la tasa de deslizamiento del Hastelloy-N apenas serían afectadas por la radiación. Noobstante, se estableció arbitrariamente una tolerancia de diseño del 20% por debajo de los valores del código, para elHastelloy-N no irradiado. A medida que la construcción progresaba, la vida de rotura por tensión y por la fracturapor deformación hubo de ser drásticamente reducida debido a la irradiación térmica de los neutrones. Los esfuerzosdel MSRE fueron reanalizados, alcanzándose la conclusión de que el reactor tendría la vida adecuada para alcanzarsus objetivos. Simultáneamente se lanzó un programa para verificar la resistencia del Hastelloy-N al debilitamiento(embrittlement).Se llevó a cabo un programa de pruebas extensivas de corrosión del Hastelloy-N fuera de la instalación, las cualesindicaron unas tasas de corrosión extremadamente bajas en las condiciones del MSRE. Las cápsulas expuestas alreactor de pruebas de materiales mostraron que densidades de las sales de energía de fisión de más de 200W/cm³ notenían efectos adversos en la compatibilidad de las sales de combustible, el Hastelloy-N, y el grafito. Se encontró quese producía gas fluoruro mediante radiolisis de sales congeladas, pero solo a temperaturas por debajo de los 100 °C.Entre los componentes que fueron desarrollados especialmente para el MSRE se incluyen rebordes para lasconducciones de 5 pulgadas que trasportaban la sal fundida, válvulas de enfriamiento (una sección ventilada por aireen la que la sal debía ser enfriada y descongelada), varillas de control flexibles para operar en guardacabos a1200 °F, y el enriquecedor y muestreador de combustible. Se desarrollaron bombas centrífugas similares a lasutilizadas con éxito en el programa de reactores para aviación, pero con las previsiones para un mantenimiento adistancia, incluido un sistema de aspersión para retirada del xenón. Las consideraciones de mantenimiento adistancia saturaron el diseño del MSRE, y se incluyeron instrumentos para el corte y conexión a distancia de lostubos de 1½ pulgada, unidades recambiables de aislamiento del calor, y equipos para la retirada de muestras de metaly de grafito del núcleo.El programa de desarrollo del MSRE no incluyó experimentos físicos del reactor o mediciones de transferencia decalor. Existía suficiente libertad en el MSRE para evitar que las desviaciones de las predicciones no comprometieranel cumplimiento de sus objetivos.La construcción de los componentes del sistema primario y las modificaciones de viejo edificio ARE (que había sido parcialmente remodelado para un propuesto reactor para aviación de 60-MW(t) ) se iniciaron en 1962. La instalación de los sistemas de sal se completó a mediados de 1964. El Oak Ridge National Laboratory (ORNL) fue el responsable de asegurar la calidad, la planificación, y la gestión de construcción. Los sistemas primarios fueron

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instalados por dotaciones del ORNL; mediante subcontratistas se modificó el edificio y se instalaron sistemascomplementarios.

FuncionamientoEl funcionamiento del MSRE se realizó durante 5 años, desde la carga de la sal en 1964 hasta el fin delfuncionamiento nuclear en diciembre de 1969. Todos los objetivos del experimento fueron alcanzados en esteperíodo.Las comprobaciones y las pruebas prenucleares incluían la circulación de la sal de flujo y de combustible durante1.000 horas. La prueba nuclear del MSRE empezó en junio de 1965, con la adición de 235U enriquecido comoUF4-LiF a la sal portadora para que el reactor alcanzara su criticidad. Después de experimentos con energía cero,para medir los coeficientes de fiabilidad y reactividad de las varillas, el reactor fue apagado y se realizaron laspreparaciones finales para el funcionamiento con energía. El incremento de potencia fue retrasado cuando sepolimerizaron vapores del aceite que se había filtrado dentro de la bomba de combustible por los gases radioactivosresultantes, y se pegaron a los filtros y válvulas de gas. La máxima potencia, que se limitó a 7,4 MW(t) por lacapacidad del sistema de rechazo de calor, se alcanzó en mayo de 1966.Después de dos meses de funcionamiento a toda potencia, el reactor fue apagado durante 3 meses debido al fallo deuno de principales ventiladores de refrigeración. Otras demoras posteriores se produjeron como consecuencia de laconexión de las conducciones de salida de gas, pero a finales de 1966 la mayoría de los problemas de arranquequedaban atrás. Durante los siguientes 15 meses, el reactor estuvo en criticidad durante el 80% del tiempo, conperíodos de funcionamiento de 1, y 6 meses que fueron interrumpidos por un drenaje de combustible. Para marzo de1968, los objetivos iniciales del MSRE se habían cubierto, y se finalizó el funcionamiento nuclear con 235U.Para aquella fecha, el 233U se encontraba ya ampliamente disponible, de modo que el programa del MSRE seamplió para incluir la sustitución con 233U en la sal de combustible, enfocándose su funcionamiento a laobservación de las nuevas características nucleares. Utilizando las instalaciones de procesamiento en la propiaplanta, las sales de fluidificación y las de combustible se fluoraron para recuperar el uranio de ellas como UF6.Entonces se añadió el 233UF4-LiF a la sal de transporte, y en octubre de 1968, el MSRE se convirtió en el primerreactor mundial que funcionaba con 233U.Los experimentos a potencia cero del 233U y las pruebas dinámicas confirmaron las características neutrónicasprevistas. Una consecuencia inesperada del procesado de la sal fue que sus propiedades físicas se vieron ligeramentealteradas de modo que la cantidad de gas habitual que entraba desde la bomba de combustible al circuito se vioincrementada. El gas en circulación y las fluctuaciones de potencia que lo acompañaban fueron eliminadas haciendofuncionar la bomba de combustible a una velocidad ligeramente menor. El funcionamiento a alta potencia durantevarios meses permitió una medida muy meticulosa del ratio de captura a fisión, para el 233U en este reactor,completando los objetivos del funcionamiento del 233U.En los meses finales de funcionamiento, se realizaron investigaciones sobre la separación del xenón, la deposición delos productos de fisión, y el comportamiento del tritio. La posibilidad de utilizar plutonio en los reactores de salfundida, fue destacada al añadir PuF3 como mejorador del combustible durante este período.Después del apagado final en diciembre de 1969, el reactor permaneció en espera durante casi un año. Entonces sellevó a cabo un programa limitado de examen, incluyendo una barra moderadora del núcleo, un guardacabo de lavarilla de control, las conducciones de los intercambiadores de calor, partes de la concavidad de la bomba delcombustible, y una válvula de enfriamiento que había desarrollado una filtración durante el período de apagado final.Los sistemas radioactivos fueron a continuación cerrados en espera de su desguace final.

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ResultadosLa conclusión más difundida y quizás la más importante de la experiencia del MSRE es que era un reactortotalmente viable. Funcionó durante largos períodos, aportando información valiosa, y cuando requirió acciones demantenimiento pudieron realizarse con seguridad y sin una excesiva demora. El destacado comportamiento delMSRE mostró claramente que con un diseño adecuado y una construcción y funcionamiento cuidadosos, lascaracterísticas no habituales de un MSR (reactor de sal fundida) no comprometía en modo alguno su seguridad yfiabilidad.En muchos aspectos, el MSRE sirvió para confirmar las expectativas y predicciones. Por ejemplo, se había esperadoconfiadamente la inmunidad observada de la sal combustible a los daños de la radiación, la completa ausencia deataque sobre el grafito, y la muy pequeña corrosión del Hastelloy-N. Los gases nobles fueron separados de la salcombustible por el simple procedimiento de su difusión, incluso mejor que lo previsto, reduciendo elenvenenamiento del 135Xe en un factor de cerca de 6. La mayoría de los productos de fisión permanecían establesen la sal. Los añadidos de uranio y plutonio a la sal durante el funcionamiento se realizaron de forma rápida y sinincidencias, y la recuperación del uranio por fluoruración fue completamente eficiente. La neutrónica, incluidas lascargas críticas, coeficientes de reactividad, dinámica, y cambios a largo plazo de la reactividad, se comportaron demodo muy próximo a los cálculos previos.En otros aspectos, la operación resultó positiva para mejorar los datos o ayudar a reducir las incertidumbres. El ratiode captura para fisión del 233U en un espectro de neutrones MSR típico es un ejemplo de los datos básicos quefueron mejorados. El efecto del fisionado en el potencial redox de la sal de combustible quedó resuelto. Ladeposición de algunos elementos (“metales nobles”) ya estaba prevista, pero el MSRE proporcionó datoscuantitativos acerca de la deposición en los intercambios de grafito, metal y gas y líquido. Los coeficientes de calormedidos con el MSRE coincidieron en gran medida con los cálculos de diseño convencionales (utilizando valores decorrección para las propiedades de la sal) y no cambiaron durante toda la vida del reactor. La limitación del accesode oxígeno a la sal demostró ser totalmente efectiva, y la tendencia de los productos de fisión a dispersarse a partirdel equipo contaminado durante el mantenimiento fue menor de lo que se había esperado.El funcionamiento del MSRE proporcionó algunas revelaciones acerca del inusual problema del tritio en un reactorde sal fundida. Se observó que alrededor del 6-10% de la producción calculada de 54 Ci/día se difundía fuera delsistema de combustible en la atmósfera de la celda de contención y otro 6-10% llegaba al aire a través del sistema deretirada del calor. El hecho de que estas fracciones no fueran mayores indicaban que algo (probablemente lascoberturas de óxido) negaban parcialmente la fácil transferencia del tritio a través de metales calientes.El único hallazgo completamente inesperado de gran importancia fue las superficiales grietas intergranulares detodos los metales expuestos a la sal combustible. Esto se detectó inicialmente en las muestras que fueron retiradasperiódicamente del núcleo durante el funcionamiento del reactor. Un examen después del funcionamiento de laspiezas del guardacabos de una varilla de control, de las conducciones del intercambiador de calor, y partes delcuenco de la bomba revelaron la ubicuidad de las grietas y destacaron su importancia en el concepto del MSR.

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Véase también• Energía nuclear• Reactor nuclear

Enlaces externos(en inglés):• "Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment" [1], P. Haubenreich y otros, Nuclear Applications and

Technology, Vol. 8, 1970Coordenadas: 35°55′18″N 84°18′24″W

Referencias[1] http:/ / www. energyfromthorium. com/ pdf/ NAT_MSREexperience. pdf

Reactor modular de lecho de bolas

Bola de grafito para un reactor PBRM.

Un reactor modular de lecho de bolas (pebble bed reactor o PBRM)es un reactor nuclear moderado con grafito y refrigerado por gas. Es untipo de reactor de muy alta temperatura, uno de las seis clases dereactores nucleares de las iniciativas de cuarta generación. Como otrosdiseños de VHTR, el PBRM utiliza partículas de combustible tipoTRISO, que permite temperaturas de salida altas y seguridad pasiva.

La base del diseño singular del PBRM son los elementos decombustible esféricos llamados "bolas" (o pebbles en inglés). Estasbolas del tamaño de pelotas de tenis están construidas con grafitopirolítico (que actúa como moderador), conteniendo miles de partículasmicroscópicas de combustible, llamadas partículas TRISO. Estas consisten en material físil (como por ejemplo235U), recubierto de una capa cerámica de SiC para darle integridad estructural. En el PBRM, se colocan juntas unas360.000 bolas para crear un reactor, refrigerándolas mediante un gas inerte o semi inerte como helio, nitrógeno odióxido de carbono.

Este tipo de reactor también es único porque su sistema de seguridad pasiva elimina la necesidad de sistemasredundantes de seguridad activa. Como el reactor está diseñado para trabajar con altas temperaturas, puederefrigerarse mediante circulación natural y también permanecer íntegro en escenarios accidentales, los cualeselevarían la temperatura del reactor hasta los 1600 ºC. Además, debido a su diseño, las altas temperaturas tambiénpermiten eficiencias térmicas mayores que las obtenidas en las centrales nucleares convencionales (hasta un 50%).Además los gases no disuelven los contaminantes ni absorben los neutrones como hace el agua, por lo que el nucleotiene un contenido menor en fluidos radiactivos.Ya se han construido varios prototipos, y se está llevando a cabo un desarrollo activo en Sudáfrica con el diseño delPBMR, y en China, cuyo diseño HTR-10 es el único que está actualmente en operación.El primer lugar en el que se desarrolló esta tecnología fue en Alemania,[1] pero hubo decisiones políticas yeconómicas que llevaron al abandono de esta tecnología.[2] De varias formas se encuentra actualmente en desarrollopor el ITM, la compañía sudafricana PBMR [3], General Atomics en los EE.UU., la compañía holandesa RomawaB.V. [4], Adams Atomic Engines [5], el Laboratorio Nacional de Idaho, y la compañía china Huaneng [6].[7]

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En junio de 2004 se anunció la construcción por Eskom, la compañía eléctrica de propiedad gubernamental, de unnuevo PBMR en Koeberg (Sudáfrica).[8] Existe una considerable oposición al PBMR por parte de grupos comoKoeberg Alert y Earthlife Africa. Este último ha pedido a Eskom que detenga el desarrollo del proyecto.[9]

Referencias[1] AVR - Experimental High-Temperature Reactor, 21 Years of Successful Operation for A Future Energy Technology (http:/ / www. nea. fr/

abs/ html/ nea-1739. html). Association of German Engineers (VDI), The Society for Energy Technologies. 1990. pp. 9-23. ISBN3-18-401015-5. .

[2] NGNP Point Design – Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03 (http:/ / www. inl. gov/technicalpublications/ Search/ Results. asp?ID=INEEL/ EXT-03-00870) pg 20

[3] http:/ / www. pbmr. com[4] http:/ / www. romawa. nl[5] http:/ / www. atomicengines. com/[6] http:/ / www. hpi. com. cn[7] 'Pebble-bed' cracker to begin construction (http:/ / www. chinadaily. com. cn/ english/ doc/ 2006-02/ 22/ content_522643. htm)[8] http:/ / www. eia. doe. gov/ cabs/ safrenv. html[9] « Earthlife Africa Sues for Public Power Giant's Nuclear Plans (http:/ / www. ens-newswire. com/ ens/ jul2005/ 2005-07-04-03. asp)».

Environment News Service. 04-07-2005. . Consultado el 18-10-2006.

Reactor refrigerado por gasUn reactor refrigerado por gas o GCR (su acrónimo en inglés, Gas Cooled Reactor) fue un reactor nuclear queutilizaba grafito como moderador de neutrones y dióxido de carbono como refrigerante. Aunque existen otros tiposde reactores refrigerados por gas, el acrónimo GCR se refiere a este tipo en particular de reactor nuclear.El GCR puede utilizar uranio natural como combustible.Los dos tipos principales de GCR fueron:• Reactores Magnox, desarrollados por el Reino Unido.• Reactores UNGG, desarrollados por Francia.Los GCR se sustituyeron por los reactores refrigerados por gas avanzados (o AGR).

Reactor reproductor rápido 104

Reactor reproductor rápidoEl reactor reproductor rápido (FBR) (del inglés fast breeder reactor) es un reactor de neutrones rápidos diseñadopara producir combustible generando más material fisible del que consume. El FBR es uno de los tipos posibles dereactores reproductores.Con datos a 2006, todas las plantas FBR a gran escala han sido de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodiolíquido, y han tenido uno de los dos diseños siguientes:• Tipo Loop, en el cual el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de calor primario externos al

tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico) debido a la presencia de sodio-24 radioactivo en elrefrigerante primario.

• Tipo Pool, en el cual los intercambiadores de calor primario y circuladores están inmersos en el tanque delreactor.

También se han construido prototipos de FBR, refrigerados por otros metales líquidos tales como el mercurio, plomoy NaK, y una propuesta para un reactor de cuarta generación es de un FBR refrigerado por helio.

Diagrama esquemáticos mostrando la diferencia entre los tipos de reactores LMFBR,Loop y Pool.

Los FBRs normalmente utilizan uncombustible de óxido de mezcla dehasta un 20% de dióxido de plutonio(PuO2) y al menos un 80% de dióxidode uranio (UO2). El plutonio utilizadopuede proceder del reprocesamientocivil o de fuentes de desmantelamientode armas nucleares. Rodeando elnúcleo del reactor hay una capa detubos conteniendo uranio-238 nofisible, el cual al capturar neutronesrápidos de la reacción en el núcleo, seconvierte parcialmente en plutonio 239

fisible (como lo hace parte del uranio en el núcleo), el cual, entonces, puede ser reprocesado para su uso comocombustible nuclear. No hay ningún regulador como éste que pueda ralentizar los neutrones que escapan del núcleo.Los primeros FBRs utilizaban combustible metálico, bien fuera uranio altamente enriquecido o plutonio.

Los reactores rápidos habitualmente utilizan metal líquido como refrigerante primario, para refrigerar el núcleo ycalentar el agua utilizada para generar electricidad mediante turbinas. El sodio es el refrigerante normal para grandescentrales, pero tanto el plomo como el NaK también se han utilizado con éxito en instalaciones más pequeñas.Algunos de los primeros FBRs utilizaban el mercurio. Una ventaja del mercurio y del NaK es que ambos sonlíquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para instalaciones experimentales, pero menos importantepara plantas piloto o a gran escala.El sodio líquido que escapa del núcleo contiene sodio-24 radioactivo. Este es un isótopo de corta vida, pero supresencia requiere mantener todo el circuito de refrigeración primario dentro del escudo biológico.El agua no puede utilizarse como refrigerador del primario ya que actuaría como regulador, no obstante un reactor“breeder” térmico regulado por agua pesada que utilice torio para producir uranio-233 es teóricamente posible. Vermás abajo.

Reactor reproductor rápido 105

Plantas generadoras FBR

HistoriaLos FBRs han sido construidos y han funcionado en Estados Unidos, el Reino Unido, Francia, la antigua UniónSoviética, India y Japón. Con datos a 2004, un prototipo de FBR estaba en construcción en China, mientras otro FBRexperimental se construyó en Alemania pero nunca llegó a funcionar.

Estados Unidos

El 20 de diciembre de 1951, el reactor rápido EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) en el Laboratorio IdahoNational Engineering and Environmental (INEEL) en Idaho Falls, Idaho, produjo suficiente energía para alimentarcuatro bombillas, y al día siguiente produjo suficiente energía como para alimentar todo el edificio del EBR-I. Estofue un hito en el desarrollo de los reactores de energía nuclear.La siguiente generacional experimental de “breeders” fue el EBR-II (Experimental Breeder Reactor-2), el cual entróen servicio para el INEEL en 1964 y funcionó hasta 1994. Fue diseñado para ser una planta nuclear "integral",equipada para el tratamiento en la propia ubicación del reciclado del combustible. Normalmente funcionó con unapotencia de 20 megavatios de los 62,5 megavatios con que había sido diseñado como máximo, y proporcionó lamayoría de la calefacción y electricidad de las instalaciones cercanas.El primer LMFBR comercial mundial, y el único que se construyó en los Estados Unidos, fue la Unidad 1 de 94Mwe en la planta generación Enrico Fermi. Diseñado en un trabajo conjunto entre Dow Chemical y Detroit Edisoncomo parte del consocio de la Atomic Power Development Association, se puso su primera piedra en LagoonaBeach, Michigan (cerca de Monroe, Michigan) en 1956. La planta entró en funcionamiento en 1963. Se cerró el 5 deoctubre de 1966 debido a las altas temperaturas generadas por una pieza de zirconio que se aflojó y que estababloqueando los inyectores del sodio fundido de refrigeración. El daño de la fusión parcial de seis subensamblajesdentro del núcleo se localizó casualmente. (Este incidente fue la base para un libro de controversia del periodista deinvestigación John G. Fuller, titular We Almost Lost Detroit. “Casi perdimos Detroit" ). El bloqueo del zirconio fueeliminado en abril de 1968, y la planta estuvo en condiciones de volver a funcionar en mayo de 1970, pero unincendio del refrigerante de sodio demoró el rearranque hasta julio. Desde esa fecha siguió funcionando hasta agostode 1972, cuando la renovación de su autorización de funcionamiento fue denegada.El reactor “breeder” de Clinch River, defendido por Al Gore, fue anunciado en enero de 1972. La construcción serealizó a rachas, siendo una obra cooperativa del gobierno y comercial. La dotación para este proyecto fue cortadapor el Congreso el 26 de octubre de 1983.La instalación de pruebas de Fast Flux, cuya primera criticidad fue en 1980, no es un “breeder” sino un reactor rápidorefrigerado por sodio. A fecha de 2005 está en suspenso.

Reino Unido

El programa de reactor rápido del Reino Unido fue dirigido en Dounreay, Escocia, desde 1957 hasta que el programafue cancelado en 1994. Se construyeron tres reactores, dos de ellos reactores de energía rápidos de neutrones, y eltercero, DMTR, era un reactor de investigación regulado por agua pesada, se utilizó para probar materiales para elprograma. Las instalaciones de fabricación y reprocesamiento de combustible para los dos reactores rápidos y paralas pruebas el DMTR se construyeron en el mismo lugar.El Dounreay Fast Reactor (DFR) alcanzó su primera criticidad en 1959. Utilizaba refrigerante NaK y generó14MW de electricidad. A éste siguió el Prototype Fast Reactor (PFR) de 250 Mwe refrigerado por sodio en losaños 70. PFR fue clausurado en 1994 cuando el gobierno británico retiró la mayor parte de la ayuda financiera parael desarrollo de la energía nuclear, y cuando tanto el DFR como el DMTR ya se encontraban clausurados.

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Francia

El primer reactor rápido de Francia, el Rapsodie alcanzó su criticidad en 1967. Construido en Cadarache cerca deAix-en-Provence, Rapsodie era un reactor de tipo “loop” con una producción térmica de 40MW y sin instalaciones degeneración eléctrica, y se cerró en 1983.A esto siguió el Phénix de 233 MWe, que se conectó a la red en 1973 y que aún se encuentra en funcionamiento,tanto como reactor de energía como, y más importante, centro de actividades para la destrucción de residuosnucleares por transmutación.El Superphénix, de 1200 MWe, entró en servicio en 1984 y, con datos a 2006, sigue siendo el mayor FBR nuncaconstruido. Se cerró en 1997 debido a sus altos costes de funcionamiento comparados con los de la flota francesa dePWR.

Alemania

Alemania ha construido dos FBRs, pero ambos fueron cerrados en 1991, sin que el mayor de ellos alcanzara nunca lacriticidad. El KNK-II fue convertido a partir de un reactor térmico, KNK-I, el cual se había utilizado para estudiar larefrigeración por sodio. KNK-II alcanzó por primera vez la criticidad en 1977, y producía 20MWe.La construcción del SNR-300 de 300MWe en Kalkar en Renania del Norte-Westfalia se completó en 1985, perodebido a las presiones políticas nunca funcionó. La planta se mantuvo en suspenso hasta que se tomó la decisión desu cierre en 1990, y desde entonces ha estado desautorizada.

URSS

La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado conmetal de plutonio, y los siguientes refrigerados por sodio y alimentados con óxido de plutonio.El BR-1 (1955) era térmico de 100w y fue seguido por el BR-2 de 100kW y, a continuación, el BR-5 de 5 MW.El BOR-60 (primera criticidad en 1969) era de 60 MW, y su construcción se inició en 1965.El reactor BN-350 (1973) fue el primer FBR soviético a gran escala. Construido en la Península de Mangushlak enKazajistán a las orillas del mar Caspio, suministraba 130MW de electricidad más 80.000 toneladas diarias de aguapotable desalinizada para la ciudad de Aktau. Su producción total se estimó que equivalía a 350MWe, de dondeviene su denominación.El reactor BN-600 (1986) tiene una potencia de 1470MWth / 600MWe.En el momento de la descomposición de la Unión Soviética, existían planes para la construcción de plantas másgrandes, BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk y BN-1600 (1600 MWe).

Japón

Japón ha construido un FBR, Monju, en Tsuruga, Prefectura de Fukui. Monju es un tipo de reactor “loop” refrigeradopor sodio, y alimentado con MOX, con tres circuitos primarios, que produce 714 MWt / 280 MWe.La construcción de Monju empezó en 1985 y alcanzó su criticidad en abril de 1994. Fue cerrado en diciembre de1995 como consecuencia de un escape de sodio y un incendio en un circuito de refrigeración secundario; se esperavuelva a arrancar en el 2008.

India

India tiene un activo programa de desarrollo que incluye reactores tanto rápidos como de reproducción térmica. Mientras la India pretende conseguir la ayuda de los Estados Unidos para construir una infraestructura nuclear civil, los Estados Unidos, le requieren a que separe sus programas nucleares civiles y militares antes de que le presten ninguna ayuda. Aunque esta negociación ha sido suscrita tanto por el Presidente de los Estados Unidos George W. Bush y el Primer Ministro de la India Manmohan Singh, se enfrenta ahora con el debate y la votación en el Senado

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de los Estados Unidos, en el que hay una gran oposición, dado que la India ha rehusado suscribir el Tratado de noproliferación nuclear. También existen problemas geopolíticos, incluido el acuerdo de la India a votarafirmativamente en la votación en la I.A.E.A. con referencia a Irán para el Consejo de Seguridad de las NacionesUnidas, y si esta negociación pudiera desequilibrar las fuerzas dentro de una región conflictiva.India está emergiendo como el líder mundial en el FBR basado en torio. El T-FBR puede proporcionar suficienteenergía a la India, y no existen dudas de que la India pueda vender energía a otros países vecinos. [1] [2]

Plantas futurasCon datos del 2003, una FBR autóctona estaba planeada en la India, y otra en China utilizando tecnología soviética.Corea del Sur está desarrollando un diseño de un FBR modular estandarizado para la exportación, comocomplemento de los diseños también estandarizados [reactor de agua presurizada] (PWR) y [reactor CANDU], queya se encuentran desarrollados para su construcción, aunque todavía no se haya encargado la construcción de unprototipo.El programa FBR de la India incluye el concepto de utilización del fértil torio-232 para reproducir uranio-233 fisible.India también está investigando en el reactor térmico breeder, de nuevo, utilizando el torio. Un “breeder” no esposible basándose en tecnología de únicamente uranio/plutonio. El combustible de torio es la dirección estratégicadel programa de energía de la India, debido a sus grandes reservas de torio, aunque las reservas mundiales conocidasde torio son tres veces las de uranio.El BN-600 (Beloyarsk NNP en la ciudad de Zarechny, Sverdlovsk Oblast) todavía está funcionando. Un segundoreactor (BN-800) está programado para ser construido antes del 2015 [3].El 16 de febrero de 2006 los Estados Unidos, Francia y el Japón, firmaron un "acuerdo" para la investigación y eldesarrollo de reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Global de Energía Nuclear. [4]

Temas económicosLa reproducción (“breeding”) del combustible de plutonio en los FBRs, conocido como economía del plutonio, fuedurante un tiempo considerado como el futuro de la energía nuclear. Sigue siendo la dirección estratégica delprograma de energía de Japón. Sin embargo, los suministros más económicos de uranio y especialmente de uranioenriquecido hicieron que la tecnología del FBR no fuera competitiva con los diseños de PWR y otros reactorestérmicos. Los diseños de PWR siguen siendo los tipos más frecuentes de los reactores existentes y tambiénrepresentan las propuestas más frecuentes para nuevas plantas nucleares.

ProliferaciónSe acepta generalmente que el FBR plantea un riesgo mayor de proliferación de armas nucleares que los reactoresregulados por agua ligera. Los reactores regulados por agua se deberían apagar y repostar combustible cada cuatromeses o menos para producir plutonio de graduación para armamento, Pu-239 relativamente puro, puesto que elnivel de Pu-240 en el combustible aumenta con el tiempo. El Pu-240 experimenta la fisión espontánea a una tasarelativamente alta y no es apropiado para la producción de armas nucleares. Un FBR puede producir más fácilmentematerial de graduación militar, dependiendo de su diseño. No obstante, hasta ahora todos los programas conocidosde armamento, han utilizado mucho más fácilmente los reactores térmicos construidos, para obtener plutonio, y hayalgunos diseños, como el SSTAR que evita los riesgos de proliferación, tanto por producir bajas cantidades deplutonio en cualquier momento a partir del U-238, y por producir tres isótopos distintos del plutonio (Pu-239, Pu-240y Pu-242) lo que hace al plutonio utilizado no aprovechable para su uso en una bomba atómica. Todavía habríaposibilidad de construir una bomba sucia empleando los residuos con alto nivel de radiación generados.Los reactores de torio pueden plantear un riesgo de proliferación ligeramente más alto que los reactores basados enuranio. La razón para esto es que mientras el Pu-239 caerá muy frecuentemente en fisión en la captura de neutrones,

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produciendo Pu-240, el proceso equivalente en torio es relativamente raro. El torio-232 se convierte en U-233, quecasi siempre fisiona con éxito, lo que significa que habrá muy poco U-234 en la capa de reproducción detorio/U-233, y el U-233 puro resultante será comparativamente más fácil de extraer y usar en armas. Una soluciónpropuesta a esto es mezclar una pequeña cantidad de uranio natural o degradado en la capa de cultivo de torio. Elmaterial irradiado será entonces inútil para propósitos armamentísticos ya que entonces el U-233 requerirá unaseparación isotópica del U-238. También estará presente una pequeña cantidad de plutonio pero también será de bajagraduación.

Tipos de reactor asociadosEl Reactor integral rápido (IFR) (también conocido como Integral Fast Breeder Reactor, a pesar de que el reactororiginal fue diseñado para no cultivar un excedente neto de material fisible) fue un diseño de reactor rápido deneutrones, diseñado específicamente para afrontar el vertido de residuos y los temas de plutonio. [5] [6].Para solucionar el problema del vertido de residuos, los IFR tenían una unidad electrolítica de reprocesado decombustible in-situ que reciclaban el uranio y todos los transuránicos (no sólo el plutonio) vía electrogalvánica,dejando únicamente productos de fisión de corta vida en el residuo. Alguno de estos productos de fisión podían serseparados posteriormente para su aplicación en usos industriales o médicos y el resto era enviado a un repositorio deresiduos (en el que no hubieran estado almacenados, ni en ningún lugar cercano, residuos que contuvierantransuránicos de larga vida). Se cree que no hubiera sido posible extraer combustible de este reactor para fabricarbombas, ya que varios de los transuránicos fisionan tan rápidamente que cualquier ensamblaje se hubiera fundidoantes de que hubiera sido completado. El proyecto se canceló en 1994 por orden del entonces Secretario de Energíade los Estados Unidos Hazel O'Leary.

Véase también• Reactor de reproducción• Reactor rápido de neutrones

Enlaces externos

En inglés• Programa Nuclear de Estados Unidos [7]

• Informe Monju del desarrollo mundial del FBR [8]

• Base de datos IAEA de reactores rápidos [9]

• Documentos Técnicos de la IAEA sobre reactores rápidos [10]

• Fundación de Patrimonio Atómico - EBR-I [11]

• La necesidad cambiante de un reactor “breeder” [12] por Richard Wilson en el 24 Simposium internacional de TheUranium Institute, septiembre de 1999

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Referencias[1] http:/ / www. igcar. ernet. in/ press_releases/ press11. htm[2] http:/ / www. world-nuclear. org/ info/ inf80. htm[3] http:/ / www. bellona. no/ en/ international/ russia/ npps/ beloyarsk/ 35835. html[4] http:/ / www. energy. gov/ news/ 3218. htm[5] http:/ / www. nuc. berkeley. edu/ designs/ ifr/[6] http:/ / www. nationalcenter. org/ NPA378. html[7] http:/ / www. nrc. gov/ reading-rm/ doc-collections/ nuregs/ staff/ sr1350/ index. html[8] http:/ / www. jnc. go. jp/ zmonju/ mjweb/ world. htm[9] http:/ / www-frdb. iaea. org/ index. html[10] http:/ / www. iaea. org/ inis/ aws/ fnss/ abstracts/ index. html[11] http:/ / www. atomicheritage. org/ ebr1. htm[12] http:/ / www. world-nuclear. org/ sym/ 1999/ pdfs/ wilson. pdf

UNGG

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El UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) es un obsoleto diseño de reactor nuclear desarrollado por Francia. Eramoderado mediante el uso de grafito, refrigerado por dióxido de carbono, y alimentado con uranio natural.Fue desarrollado de forma independiente y en paralelo al diseño de los reactores británicos Magnox y para satisfacerrequisitos similares. La principal diferencia entre los dos diseños es el material de revestimiento del combustible, elcual es una aleación de magnesio-circonio en los UNGG, a diferencia de la aleación de magnesio-aluminio en losreactores Magnox. Ambos revestimientos reacciona con el agua, lo que hace esencial el reprocesamiento delcombustible a corto plazo, requiriendo un fuerte blindaje de las instalaciones para ello. El UNGG y el Magnox sonlos dos principales tipos de reactores GCR (Gas Cooled Reactor).Los reactor UNGG son a menudo llamados simplemente como GCR en documentos Ingleses, o, a veces vagamentecomo Magnox.La primera generación de las centrales nucleares francesas fueron realizadas con reactores UNGG, al igual que launidad Vandellós I en España. De diez unidades realizadas, todas están ahora cerradas.

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Fisión nuclear

Fisión nuclear de un átomo de uranio-235.

En física nuclear, la fisión es una reacción nuclear, lo quesignifica que tiene lugar en el núcleo atómico. La fisiónocurre cuando un núcleo pesado se divide en dos o másnúcleos pequeños, además de algunos subproductos comoneutrones libres, fotones (generalmente rayos gamma) yotros fragmentos del núcleo como partículas alfa (núcleosde helio) y beta (electrones y positrones de alta energía).

Mecanismo

La fisión de núcleos pesados es un proceso exotérmico loque supone que se liberan cantidades sustanciales deenergía. El proceso genera mucha más energía que laliberada en las reacciones químicas convencionales, en lasque están implicadas las cortezas electrónicas; la energíase emite, tanto en forma de radiación gamma como deenergía cinética de los fragmentos de la fisión, quecalentarán la materia que se encuentre alrededor delespacio donde se produzca la fisión.

La fisión se puede inducir por varios métodos, incluyendoel bombardeo del núcleo de un átomo fisionable con unapartícula de la energía correcta; la otra partícula esgeneralmente un neutrón libre. Este neutrón libre esabsorbido por el núcleo, haciéndolo inestable (como unapirámide de naranjas en el supermercado llega a ser inestable si alguien lanza otra naranja en ella a la velocidadcorrecta). El núcleo inestable entonces se partirá en dos o más pedazos: los productos de la fisión que incluyen dosnúcleos más pequeños, hasta siete neutrones libres (con una media de dos y medio por reacción), y algunos fotones.Los núcleos atómicos lanzados como productos de la fisión pueden ser varios elementos químicos. Los elementosque se producen son resultado del azar, pero estadísticamente el resultado más probable es encontrar núcleos con lamitad de protones y neutrones del átomo fisionado original.Los productos de la fisión son generalmente altamente radiactivos, no son isótopos estables; estos isótopos entoncesdecaen, mediante cadenas de desintegración.

Fisión fría y rotura de pares de nucleonesLa mayor parte de las investigaciones sobre fisión nuclear se basan en la distribución de masa y energía cinética delos fragmentos de fisión. Sin embargo, esta distribución es perturbada por la emisión de neutrones por parte de losfragmentos antes de llegar a los detectores.Aunque con muy baja probabilidad, en los experimentos se han detectado eventos de fisión fría, es decir fragmentoscon tan baja energía de excitación que no emiten neutrones. Sin embargo, aún en esos casos, se observa la rotura depares de nucleones, la que se manifiesta como igual probabilidad de obtener fragmentos con número par o impar denucleones. Los resultados de estos experimentos permiten comprender mejor la dinámica de la fisión nuclear hasta elpunto de escisión, es decir, antes de que se desvanezca la fuerza nuclear entre los fragmentos.

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Induciendo la fisiónLa fisión nuclear de los átomos fue descubierta en 1938 por los investigadores alemanes Otto Hahn y FritzStrassmann a partir del trabajo desarrollado por el propio Hahn junto a Lise Meitner durante años anteriores. Por estedescubrimiento recibió en 1944 el Premio Nobel de química, pero el trabajo de Meitner quedó sin reconocimiento. Elestudio de la fisión nuclear se considera parte de los campos de la química y la física.• Aunque la fisión es prácticamente la desintegración de materia radiactiva, comenzada a menudo de la manera más

fácil posible (inducido), que es la absorción de un neutrón libre, puede también ser inducida lanzando otras cosasen un núcleo fisionable. Estas otras cosas pueden incluir protones, otros núcleos, o aún los fotones de gran energíaen cantidades muy altas (porciones de rayos gamma).

• Muy rara vez, un núcleo fisionable experimentará la fisión nuclear espontánea sin un neutrón entrante.• Cuanto más pesado es un elemento más fácil es inducir su fisión. La fisión en cualquier elemento más pesado que

el hierro produce energía, y la fisión en cualquier elemento más liviano que el hierro requiere energía. Locontrario también es verdad en las reacciones de fusión nuclear (la fusión de los elementos más livianos que elhierro produce energía y la fusión de los elementos más pesados que el hierro requiere energía).

• Los elementos más frecuentemente usados para producir la fisión nuclear son el uranio y el plutonio. El uranio esel elemento natural más pesado; el plutonio experimenta desintegraciones espontáneas y tiene un período de vidalimitado. Así pues, aunque otros elementos pueden ser utilizados, estos tienen la mejor combinación deabundancia y facilidad de fisión.

Reacción en cadenaUna reacción en cadena ocurre como sigue: un acontecimiento de fisión empieza lanzando 2 ó 3 neutrones enpromedio como subproductos. Estos neutrones se escapan en direcciones al azar y golpean otros núcleos, incitando aestos núcleos a experimentar fisión. Puesto que cada acontecimiento de fisión lanza 2 o más neutrones, y estosneutrones inducen otras fisiones, el proceso se acelera rápidamente y causa la reacción en cadena. El número deneutrones que escapan de una cantidad de uranio depende de su área superficial. Solamente los materiales fisiblesson capaces de sostener una reacción en cadena sin una fuente de neutrones externa.

Masa críticaLa masa crítica es la mínima cantidad de material requerida para que el material experimente una reacción nuclear encadena. La masa crítica de un elemento fisionable depende de su densidad y de su forma física (barra larga, cubo,esfera, etc.). Puesto que los neutrones de la fisión se emiten en direcciones al azar, para maximizar las ocasiones deuna reacción en cadena, los neutrones deberán viajar tan lejos como sea posible y de esa forma maximizar lasposibilidades de que cada neutrón choque con otro núcleo. Así, una esfera es la mejor forma y la peor esprobablemente una hoja aplanada, puesto que la mayoría de los neutrones volarían de la superficie de la hoja y nochocarían con otros núcleos.También es importante la densidad del material. Si el material es gaseoso, es poco probable que los neutroneschoquen con otro núcleo porque hay demasiado espacio vacío entre los átomos y un neutrón volaría probablementeentre ellos sin golpear nada. Si el material se pone bajo alta presión, los átomos estarán mucho más cercanos y laprobabilidad de una reacción en cadena es mucho más alta. La alta compresión puede ser alcanzada poniendo elmaterial en el centro de una implosión, o lanzando un pedazo de ella contra otro pedazo de ella muy fuertemente(con una carga explosiva, por ejemplo). Una masa crítica del material que ha comenzado una reacción en cadena sedice que se convierte en supercrítica.

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ModeradoresÚnicamente con juntar mucho uranio en un solo lugar no es suficiente como para comenzar una reacción en cadena.Los neutrones son emitidos por un núcleo en fisión a una velocidad muy elevada. Esto significa que los neutronesescaparán del núcleo antes de que tengan oportunidad de golpear cualquier otro núcleo (debido a un efectorelativista).Un neutrón de movimiento lento se llama neutrón térmico y solamente esta velocidad del neutrón puede inducir unareacción de fisión. Así pues, tenemos cuatro velocidades de neutrones:• Un neutrón (no-térmico) rápidamente se escapará del material sin interacción;• Un neutrón de velocidad mediana será capturado por el núcleo y transformará el material en un isótopo (pero no

induciría la fisión).• Un neutrón de movimiento lento (térmico) inducirá a un núcleo a que experimente la fisión.• Un neutrón móvil realmente lento será capturado o escapará, pero no causará fisión.Algunos años antes del descubrimiento de la fisión, la manera acostumbrada de retrasar los neutrones era hacerlospasar a través de un material de peso atómico bajo, tal como un material hidrogenoso. El proceso de retraso o demoderación es simplemente una secuencia de colisiones elásticas entre las partículas de alta velocidad y laspartículas prácticamente en reposo. Cuanto más parecidas sean las masas del neutrón y de la partícula golpeada,mayor es la pérdida de energía cinética por el neutrón. Por lo tanto los elementos ligeros son los más eficaces comomoderadores de neutrones.A unos cuantos físicos en los años 30 se les ocurrió la posibilidad de mezclar el uranio con un moderador: si fuesenmezclados correctamente, los neutrones de alta velocidad de la fisión podrían ser retrasados al rebotar en unmoderador, con la velocidad correcta, para inducir la fisión en otros átomos de uranio. Las características de un buenmoderador son: peso atómico bajo y baja o nula tendencia a absorber los neutrones. Los moderadores posibles sonentonces el hidrógeno, helio, litio, berilio, boro y carbono. El litio y el boro absorben los neutrones fácilmente, asíque se excluyen. El helio es difícil de utilizar porque es un gas y no forma ningún compuesto. La opción demoderadores estaría entonces entre el hidrógeno, deuterio, el berilio y el carbono. Fueron Enrico Fermi y Leó Szilárdquienes propusieron primero el uso de grafito (una forma de carbono) como moderador para una reacción en cadena.El deuterio es el mejor tecnológicamente (introducido en el agua pesada), sin embargo el grafito es mucho máseconómico.

Efectos de los isótoposEl uranio natural se compone de tres isótopos: 234U (0,006%), 235U (0,7%), y 238U (99,3%). La velocidad requeridapara que se produzca un acontecimiento de fisión y no un acontecimiento de captura es diferente para cada isótopo.El uranio-238 tiende a capturar neutrones de velocidad intermedia, creando 239U, que decae sin fisión aplutonio-239, que sí es fisible. Debido a su capacidad de producir material fisible, a este tipo de materiales se lessuele llamar fértiles.Los neutrones de alta velocidad (52.000 km/s), como los producidos en una reacción de fusión tritio-deuterio,pueden fisionar el uranio-238. Sin embargo los producidos por la fisión del uranio-235, de hasta 28.000 km/s,tienden a rebotar inelásticamete con él, lo cual los desacelera. En un reactor nuclear, el 238U tiende, pues, tanto adesacelerar los neutrones de alta velocidad provenientes de la fisión del uranio-235 como a capturarlos (con laconsiguiente transmutación a plutonio-239) cuando su velocidad se modera.El uranio-235 fisiona con una gama mucho más amplia de velocidades de neutrones que el 238U. Puesto que eluranio-238 afecta a muchos neutrones sin inducir la fisión, tenerlo en la mezcla es contraproducente para promoverla fisión. De hecho, la probabilidad de la fisión del 235U con neutrones de velocidad alta puede ser lo suficientementeelevada como para hacer que el uso de un moderador sea innecesario una vez que se haya suprimido el 238U.

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Sin embargo, el 235U está presente en el uranio natural en cantidades muy reducidas (una parte por cada 140). Ladiferencia relativamente pequeña en masa entre los dos isótopos hace, además, que su separación sea difícil. Laposibilidad de separar 235U fue descubierta con bastante rapidez en el proyecto Manhattan, lo que tuvo granimportancia para su éxito.

Véase también• Física nuclear• Fusión nuclear

Enlaces externosWikilibros• Wikilibros alberga un libro o manual sobre Fisión nuclear.• Energía nuclear: el poder del átomo [1]

• El átomo y sus reacciones [2]

Referencias[1] http:/ / www. energia. 4d2. net/[2] http:/ / simplementeeluniverso. vndv. com/ index. php?urliframe=vp002-001a. php%3Ffn_mode%3Dcomments%26fn_id%3D8

Fusión nuclear

Fusión de deuterio con tritio produciendo helio-4,liberando un neutrón, y generando 17,59 MeV de

energía, como cantidad de masa apropiadaconvertida de la energía cinética de los productos,

de acuerdo con E = Δm c2.

En física nuclear y química nuclear, la fusión nuclear es el procesopor el cual varios núcleos atómicos de carga similar se unen paraformar un núcleo más pesado. Se acompaña de la liberación oabsorción de una cantidad enorme de energía, que permite a la materiaentrar en un estado plasmático.

La fusión de dos núcleos de menor masa que el hierro (que, junto conel níquel, tiene la mayor energía de enlace por nucleón) libera energíaen general, mientras que la fusión de núcleos más pesados que el hierroabsorbe energía; y viceversa para el proceso inverso, fisión nuclear. Enel caso más simple de fusión del hidrógeno, dos protones debenacercarse lo suficiente para que la interacción nuclear fuerte puedasuperar su repulsión eléctrica mutua y obtener la posterior liberaciónde energía.

La fusión nuclear se produce de forma natural en las estrellas. Lafusión artificial también se ha logrado en varias empresas, aunquetodavía no ha sido totalmente controlada. Sobre la base de losexperimentos de transmutación nuclear de Ernest Rutherfordconducidos unos pocos años antes, la fusión de núcleos ligeros (isótopos de hidrógeno) fue observada por primeravez por Mark Oliphant en 1932; los pasos del ciclo principal de la fusión nuclear en las estrellas posteriormentefueron elaborados por Hans Bethe durante el resto de esa década. La investigación sobre la fusión para finesmilitares se inició en la década de 1940 como parte del Proyecto Manhattan, pero no tuvo éxito hasta 1952. Lainvestigación sobre la fusión controlada con fines civiles se inició en la década de 1950, y continúa hasta hoy en día.

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RequisitosAntes de que la fusión pueda tener lugar, debe superarse una importante barrera de energía producida por la fuerzaelectrostática. A grandes distancias dos núcleos se repelen entre sí debido a la fuerza de repulsión electrostática entresus protones cargados positivamente. Si dos núcleos pueden ser acercados lo suficiente, sin embargo, la repulsiónelectrostática se puede superar debido a la interacción nuclear fuerte, que es más fuerte en distancias cortas.Cuando se añade un nucleón como un protón o un neutrón a un núcleo, la fuerza nuclear atrae a otros nucleones,pero principalmente a sus vecinos inmediatos, debido al corto alcance de esta fuerza. Los nucleones en el interior deun núcleo tienen más vecinos nucleones que los de la superficie. Ya que los núcleos más pequeños tienen una mayorrelación entre área de superficie y volumen, la energía de enlace por nucleón debido a la fuerza nuclear por logeneral aumenta con el tamaño del núcleo, pero se aproxima a un valor límite correspondiente a la de un núcleo conun diámetro de cerca de cuatro nucleones.La fuerza electrostática, por otra parte, es una fuerza inversa del cuadrado de la distancia, así que un protón añadidoa un núcleo sentirá una repulsión electrostática de todos los otros protones en el núcleo. La energía electrostática pornucleón, debido a la fuerza electrostática por tanto, aumenta sin límite cuando los núcleos se hacen más grandes.

En distancias cortas, la interacción nuclear fuerte (atracción) es más fuerte que la fuerzaelectrostática (repulsión). Así, la mayor dificultad técnica para la fusión es conseguir que

los núcleos se acerquen lo suficiente para fusionar. Las distancias no están a escala..

El resultado neto de estas fuerzasopuestas es que la energía de enlacepor nucleón generalmente aumenta conel tamaño del núcleo, hasta llegar a loselementos hierro y níquel, y unposterior descenso para los núcleosmás pesados. Finalmente, la energía deenlace se convierte en negativa y losnúcleos más pesados (con más de 208nucleones, correspondientes a undiámetro de alrededor de 6 nucleones)no son estables. Los cuatro núcleosmás estrechamente unidos, en orden

decreciente de energía de enlace, son 62Ni, 58Fe, 56Fe, y 60Ni.[1] A pesar de que el isótopo de níquel, 62Ni, es másestable, el isótopo de hierro 56Fe es una orden de magnitud más común. Esto se debe a una mayor tasa dedesintegración de 62Ni en el interior de las estrellas impulsado por la absorción de fotones.

Una notable excepción a esta tendencia general es el núcleo helio-4, cuya energía de enlace es mayor que la del litio,el siguiente elemento más pesado. El principio de exclusión de Pauli proporciona una explicación para estecomportamiento excepcional, que dice que debido a que los protones y los neutrones son fermiones, no puedenexistir en el mismo estado. Helio-4 tiene una energía de enlace anormalmente grande debido a que su núcleo estáformado por dos protones y dos neutrones, de modo que sus cuatro nucleones puede estar en el estado fundamental.Cualquier nucleón adicionales tendrían que ir en estados de energía superiores.

Fusión nuclear 115

Confinamiento electrostático estable para fusión nuclearComo se puede apreciar en el dibujo de abajo se basa en el encierro total de iones de hidrógeno confinadoselectrostáticamente.Los beneficios de este confinamiento son múltiples:• El grosor de la esfera de cobre anula la inestabilidad producida por los errores de simetría.• La ionización del hidrógeno se produce fácilmente por el campo eléctrico que absorbe los electrones sin disminuir

la intensidad del campo eléctrico.• Se puede obtener un intenso campo eléctrico lo que evitaría que los iones de hidrógeno escapen.• La energía consumida es menor que la que consume un reactor de fusión que produce un campo electromagnético

para confinar los iones.La fusión nuclear se logra por medio de compresión-descompresión aumentando o disminuyendo la intensidad delcampo eléctrico, esto se logra aumentando o disminuyendo la velocidad del generador de electricidad. El moderadorde neutrones que se puede utilizar es el plomo aunque habría que probar su eficacia. Ver dibujo en este enlace: [2] Yaquí [3]

Véase también• Física nuclear• Fisión nuclear• Procesos nucleares• Reactores de fusión termonuclear por confinamiento magnético• Historia de la fusión nuclear

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Fusión nuclear.Commons• El átomo y sus reacciones [2]

• Ciemat [4]

• Energía nuclear: el poder del átomo [1]

• Fusor [5]

• FusionWiki (en inglés) [6]

Notas y referencias[1] « The Most Tightly Bound Nuclei (http:/ / hyperphysics. phy-astr. gsu. edu/ hbase/ nucene/ nucbin2. html#c1)».[2] http:/ / img217. imageshack. us/ img217/ 8444/ dibujoyu. png[3] http:/ / img88. imageshack. us/ img88/ 6016/ copiadedibujo. png[4] http:/ / www. ciemat. es[5] http:/ / www. cientificosaficionados. com/ tbo/ fusor/ fusor. htm[6] http:/ / fusionwiki. ciemat. es

El contenido de este artículo incorpora material de una entrada de la Enciclopedia Libre Universal (http:/ /enciclopedia. us. es/ index. php/ Fusión_nuclear), publicada en español bajo la licencia Creative CommonsCompartir-Igual 3.0 (http:/ / creativecommons. org/ licenses/ by-sa/ 3. 0/ deed. es).

Plutonio 116

Plutonio

Neptunio - Plutonio - Americio

SmPu

Tabla completa

General

Nombre, símbolo, número Plutonio, Pu, 94

Serie química Actínidos

Grupo, periodo, bloque n/a, 7, f

Densidad 19.816 kg/m3 ó 19,81 g/cm3

Apariencia Blanco plateado

Propiedades atómicas

Masa atómica 244 u

Radio atómico 175 pm

Radio de Van der Waals ?

Configuración electrónica [Rn] 5f6 7s2

Estados de oxidación (óxido) 6, 5, 4, 3 (óxido anfotérico)

Estructura cristalina Monoclínica

Propiedades físicas

Estado de la materia Sólido

Punto de fusión 912,5 K

Punto de ebullición 3.501 K

Entalpía de vaporización 333,5 kJ/mol

Entalpía de fusión 2,82 kJ/mol

Presión de vapor 10,00 Pa a 2.926 K

Velocidad del sonido 2.260 m/s a 293,15 K

Información diversa

Electronegatividad 1,28(Pauling)

Calor específico 35,5 J/(kg·K)

Resistencia eléctrica 0,685 m-1·Ω-1

Conductividad térmica 6,74 W/(m·K)

1er potencial de ionización 584,7 kJ/mol

Plutonio 117

Valores en el SI y en condiciones normales(0 °C y 1 atm), salvo que se indique lo contrario.

†Calculado a partir de distintas longitudesde enlace covalente, metálico o iónico.

Plutonio, de símbolo Pu, es un elemento metálico radiactivo que se utiliza en reactores y armas nucleares. Sunúmero atómico es 94. Es uno de los elementos transuránicos del grupo de los actínidos del sistema periódico. Sunombre deriva del dios romano de los infiernos, Plutón.Los isótopos del plutonio fueron preparados y estudiados por vez primera por el químico estadounidense Glenn T.Seaborg y sus colegas de la Universidad de California en Berkeley, en 1940. Se han encontrado cantidades menoresdel elemento en las minas de uranio, pero en la actualidad se preparan cantidades relativamente grandes de plutonioen los reactores nucleares.Químicamente, el plutonio es reactivo, y sus propiedades se asemejan a las de los lantánidos. El metal plateado, quese vuelve ligeramente amarillo con la oxidación causada por la exposición al aire, existe en seis formas cristalinas ytiene cuatro estados de oxidación diferentes. El metal desprende calor debido a su radiactividad.Se conocen 15 isótopos diferentes del plutonio, con números másicos entre 232 y 246; el plutonio 244 es el másestable. El isótopo de número másico 239 tiene un periodo de semidesintegración de 24.360 años y se producebombardeando uranio 238 con neutrones lentos; esto forma uranio 239 (con un periodo de semidesintegración deunos 23,45 minutos) , que por emisión de una partícula beta forma neptunio 239, que a su vez emite una partículabeta formando plutonio 239. El plutonio es el elemento transuránico más importante económicamente porque elplutonio 239 admite fácilmente la fisión y puede ser utilizado y producido en grandes cantidades en los reactoresnucleares. Es un veneno extremadamente peligroso debido a su alta radiactividad.

Véase también• Energía nuclear• Efectos biológicos de la radiación• Energías renovables• Abandono de la energía nuclear

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Plutonio.Commons• ATSDR en Español - ToxFAQs™: Plutonio (Pu) [1] Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE. UU.

(dominio público)• ATSDR en Español - Resumen de Salud Pública: Plutonio (Pu) [2] Departamento de Salud y Servicios Humanos

de EE. UU. (dominio público)

Referencias[1] http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts143. html[2] http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ phs/ es_phs143. html

Isótopo 118

Isótopo

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En la esquina inferior derecha de esta placafotográfica de Joseph John Thomson están

marcados los dos isótopos del neón: neón-20 yneón-22.

Se denominan isótopos (del griego: ἴσος, isos = mismo; τόπος, tópos =lugar) a los átomos de un mismo elemento, cuyos núcleos tienencantidad diferente neutrones, y por tanto, difieren en masa. La mayoríade los elementos químicos poseen más de un isótopo. Solamente 21elementos (ejemplos: berilio, sodio) poseen un solo isótopo natural; encontraste, el estaño es el elemento con más isótopos estables.

Otros elementos tienen isótopos naturales, pero inestables, como elUranio, cuyos isótopos están constantemente en decaimiento, lo quelos hace radiactivos. Los isótopos inestables son útiles para estimar laedad de variedad de muestras naturales, como rocas y materia orgánica.Esto es posible, siempre y cuando, se conozca el ritmo promedio dedesintegración de determinado isótopo, en relación a los que ya handecaído. Gracias a este método de datación, conocemos la edad de latierra. Los rayos cósmicos hacen inestables a isótopos estables deCarbono que posteriormente se adhieren a material biológico,permitiendo así estimar la edad aproximada de huesos, telas, maderas,cabello, etc. Se obtiene la edad de la muestra, no la del propio isótopo,ya que se tienen en cuenta también los isótopos que ya handesintegrado en la misma muestra. Se sabe el número de isótoposdesintegrados con bastante precisión, ya que no pudieron haber sidoparte del sistema biológico a menos que hubieran sido aún estables cuando fueron absorbidos.

Tipos de isótoposSi la relación entre el número de protones y de neutrones no es la apropiada para obtener la estabilidad nuclear, elisótopo es radiactivo.Por ejemplo, en la naturaleza el carbono se presenta como una mezcla de tres isótopos con números de masa 12, 13 y14: 12C, 13C y 14C. Sus abundancias respecto a la cantidad global de carbono son respectivamente: 98,89%, 1,11% ytrazas.Los isótopos se subdividen en isótopos estables (existen menos de 300) y no estables o isótopos radiactivos (existenalrededor de 1.200). El concepto de estabilidad no es exacto, ya que existen isótopos casi estables. Su estabilidad sedebe al hecho de que, aunque son radiactivos, tienen una semivida extremadamente larga comparada con la edad dela Tierra.

Isótopo 119

Isótopos mas abundantesen el Sistema solar[2]

Isótopo Núcleos pormillón

Hidrógeno-1 705.700

Hidrogeno -2 23

Helio-4 275.200

Helio-3 35

Oxígeno-16 5.920

Carbono-12 3.032

Carbono-13 37

Neón-20 1.548

Neón-22 208

Hierro-56 1.169

Hierro-54 72

Hierro-57 28

Nitrógeno-14 1.105

Silicio-28 653

Silicio-29 34

Silicio-30 23

Magnesio-24 513

Magnesio-26 79

Magnesio-25 69

Azufre-32 396

Argón-36 77

Calcio-40 60

Aluminio-27 58

Níquel-58 49

Sodio-23 33

Isótopo 120

NotaciónLos isótopos se denotan por el nombre del elemento correspondiente seguido por el número másico (protones +neutrones), separados habitualmente por un guión (carbono-12, carbono-14, uranio-238, etc.). En forma simbólica, elnúmero de nucleones se añade como superíndice a la izquierda del símbolo químico: 3H (hidrógeno-3).Algunos poseen nombre propio, por ejemplo: protio, deuterio y tritio son los nombres de 1H, 2H y 3Hrespectivamente.

Radioisótopos

Diagrama de los isótopos del hidrógeno.

Los radioisótopos son isótopos radiactivos ya quetienen un núcleo atómico inestable (por el balance entreneutrones y protones) y emiten energía y partículascuando cambia de esta forma a una más estable. Laenergía liberada al cambiar de forma puede detectarsecon un contador Geiger o con una película fotográfica.

Cada radioisótopo tiene un periodo de desintegración osemivida características. La energía puede ser liberada,principalmente, en forma de rayos alfa (núcleos de

helio), beta (electrones o positrones) o gamma (energía electromagnética).

Varios isótopos radiactivos inestables y artificiales tienen usos en medicina. Por ejemplo, un isótopo del tecnecio(99mTc) puede usarse para identificar vasos sanguíneos bloqueados. Varios isótopos radiactivos naturales se usanpara determinar cronologías, por ejemplo, arqueológicas.

Aplicaciones de los isótoposExisten numerosas aplicaciones que utilizan las diferentes propiedades entre los isótopos de un mismo elemento;

Utilización de las propiedades químicas• En el marcaje isotópico, se usan isótopos inusuales como marcadores de reacciones químicas. Los isótopos

añadidos reaccionan químicamente igual que los que están presentes en la reacción, pero después se puedenidentificar por espectrometría de masas o espectroscopia infrarroja. Si se usan radioisótopos, se pueden detectartambién gracias a las radiaciones que emiten y la técnica se llama marcaje radiactivo o marcaje radioisotópico.

• La datación radiactiva es una técnica similar, pero en la que se compara la proporción de ciertos isótopos de unamuestra, con la proporción en que se encuentran en la naturaleza.

• La sustitución isotópica, se puede usar para determinar el mecanismo de una reacción gracias al efecto cinéticoisotópico.

Isótopo 121

Utilización de las propiedades nucleares• Diferentes variedades de espectroscopia se basan en las propiedades únicas de nucleidos específicos. Por ejemplo,

la espectroscopia por resonancia magnética nuclear (RMN), permite estudiar sólo isótopos con un spin distinto decero, y los nucleidos más usados son 1H, 2H,13C y 31P.

• La espectroscopia Mössbauer también se basa en las transiciones nucleares de nucleidos específicos, como el57Fe.

• Los radionucleidos, también tienen aplicaciones importantes, las centrales nucleares y armas nucleares requierencantidades elevadas de ciertos nucleidos. Los procesos de separación isotópica o enriquecimiento isotópicorepresentan un desafío tecnológico importante.

Notas[1] http:/ / en. wikipedia. org/ wiki/ Is%C3%B3topo?action=history[2] Arnett, David (1996). Supernovae and Nucleosynthesis (1ª edición edición). Princeton, New Jersey: Princeton University press. ISBN

0-691-01147-8.

Véase también• Tabla de isótopos• Isóbaro

Enlaces externos• Wikcionario tiene definiciones para isótopo.Wikcionario

Combustible nuclear 122

Combustible nuclear

Proceso de producción del combustible nuclear.

Se denomina combustible nuclear a todo aquelmaterial que haya sido adaptado para poder serutilizado en la generación de energía nuclear.

El término combustible nuclear puede referirsetanto al material (físil o fusionable) por sí mismocomo al conjunto elaborado y utilizadofinalmente, es decir, los haces o manojos decombustible, compuestos por barras quecontienen el material físil en su interior, aquellasconfiguraciones que incluyen el combustiblejunto con el moderador o cualquier otra.El proceso más utilizado y conocido es la fisiónnuclear. El combustible nuclear más común, estáformado por elementos fisibles como el Uranio,generando reacciones en cadena controladasdentro de los reactores nucleares que seencuentran en las centrales nucleares. El isótopoutilizado más habitualmente en la fisión es el235U.

Los procesos de producción del combustiblenuclear que comprenden la minería, refinado,purificado, su utilización y el tratamiento final deresiduos, conforman en su conjunto eldenominado ciclo del combustible nuclear.

Otro proceso nuclear que puede ser utilizado es la fusión. En dicho proceso se utilizan como combustible isótoposligeros como el tritio y el deuterio.

Otros elementos como el 238Pu y otros se usan para producir pequeñas cantidades de energía mediante procesos dedesintegración radiactiva en los generadores termoeléctricos de radioisótopos o en otros tipos de pilas atómicas.

Fabricación de combustible nuclearEl combustible nuclear utilizado por los reactores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR) se fabricaa partir del uranio natural. El uranio tal como se encuentra en la naturaleza está formado por tres tipos de isótopos:uranio-238 (238U), uranio-235 (235U) y uranio-234 (234U). De cada gramo de uranio natural el 99,28 % de la masa es238U, el 0,71% 235U y 0,005% 234U. Los reactores PWR y BWR funcionan obteniendo la energía de la fisión de losátomos de 235U contenidos en el combustible y de otras reacciones nucleares, principalmente la fisión del 239Pugenerado por activación del 238U.Para que los reactores moderados por agua ligera (PWR, BWR, VVER, ...) puedan funcionar es necesario aumentarla proporción del isótopo 235U desde el 0,71% con el que se presenta en la naturaleza hasta una concentración deentre el 2% y el 5%, mediante un proceso llamado enriquecimiento de Uranio.Para poder utilizar el uranio en un reactor nuclear es necesario realizar una serie de procesos químicos y físicos para convertirlo desde la forma mineral en que se encuentra en la naturaleza a los pellets de óxido cerámico que se cargan en el núcleo de un reactor nuclear. Son fundamentalmente cuatro o cinco pasos, las imágenes adjuntas ilustran el

Combustible nuclear 123

material obtenido después de cada paso:1. Primero, se extrae uranio de la tierra y se tritura y procesa (habitualmente se disuelve con ácido sulfúrico) para

obtener la "yellow cake" (torta amarilla).2. El siguiente paso consiste en, bien convertir el uranio en UF6 para su enriquecimiento en el isótopo 235 antes de

reconvertirlo en óxido de uranio, bien saltarse esta etapa pasando al cuarto paso, como se hace con el combustibleCANDU.[1] [2]

1 Mineral deuranio – principalmateria prima del

combustiblenuclear.

2 Yellow cake (Torta amarilla)– forma en la que el uranio se

transporta a la planta deenriquecimiento.

3 UF6 – utilizadopara el

enriquecimiento.

4 Combustiblenuclear – sólido,

compacto,químicamente inerte

e insoluble.

Tipos de combustibles para reactores de fisión nuclear[3]

Combustibles a base de óxidos

Dióxido de Uranio (UO2)

Este combustible es el que utilizan la mayoría de los reactores PWR y BWR en operación.El dióxido de uranio se utiliza en forma de cerámico sólido negro. Al ser un material cerámico, el dióxido de uranioposee una baja conductividad térmica, lo que resulta en una elevada temperatura en la zona central de las pastillascombustibles cuando se encuentran en un reactor nuclear. La conductividad térmica es una función de la porosidaddel material y del grado de quemado que posea el combustible (se denomina "quemado del combustible" alporcentaje de átomos de uranio iniciales que han fisionado). La fisión genera otros isótopos que afectan alcombustible, a su comportamiento y a sus propiedades. Algunos productos permanecen disueltos en el materialcombustible (como los lantánidos), otros precipitan como por ejemplo el Paladio y otros forman burbujas quecontienen productos como el Xenón o el Kriptón. El combustible también se ve afectado por las radiaciones, por losdesplazamientos por el retroceso de los fragmentos de fisión al producirse esta reacción y por las tensiones de origentérmico. Un aumento de porosidad da lugar a una disminución de la conductividad térmica y al hinchado del materialcombustible.El dióxido de uranio se puede obtener por reacción de nitrato de uranio con una base de amonio para formar unsólido (uranato de amonio, el cual se calienta (calcina) para formar U3O8 que, entonces, puede convertirsecalentándolo en una mezcla de argón / hidrógeno a (700 oC) para formar UO2. El UO2 se mezcla con un vinculadororgánico y se comprime en bolitas (llamados pellets), que son quemados a una temperatura mucho más alta (enatmósfera de H2/Ar) para sinterizar el sólido. El propósito de este sinterizado es conseguir un sólido que tenga unbajo grado de porosidad.

Combustible nuclear 124

Óxidos mixtos (MOX)

El Combustible nuclear de mezcla de óxidos, Óxido mixto, combustible MOX o simplemente MOX, es una mezclade plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta en un reactor de forma similar al uranio enriquecido quealimenta la mayoría de los reactores nucleares. El MOX es una alternativa al combustible de uranio enriquecidoutilizado en la mayoría de los reactores comerciales del mundo.Se han mostrado algunas preocupaciones sobre el hecho de que los núcleos de MOX plantearían algunas cuestionessobre la gestión de los residuos de alta actividad que generan. Sin embargo el MOX es a su vez una solución para eltratamiento, mediante fisión, de los sobrantes de plutonio de las centrales que utilizan combustibles de uranio.Actualmente (2005) el reprocesamiento de combustible nuclear comercial para obtener MOX se realiza en Inglaterra,Francia y en menor medida en Rusia, India y Japón. China tiene planes para desarrollar reactores reproductoresrápidos y reprocesar.

Combustibles para reactores nucleares de investigaciónLos reactores de investigación son los utilizados en universidades e institutos de investigación. Estos reactoresposeen potencias unos tres órdenes de magnitud inferiores a las potencias de un reactor de generación industrial deelectricidad. Además los reactores de investigación operan a temperaturas y presiones mucho menores con respecto alos comerciales, y no generan electricidad. Los reactores de investigación permiten capacitar personal en técnicasnucleares, investigar propiedades de la materia, irradiar materiales para producir radioisótopos de aplicación enmedicina nuclear, realizar radiografías por neutrones, realizar análisis por activación neutrónica e irradiar silicio paraproducir material base para semiconductores (técnica conocida como Silicon NTD), entre otras aplicaciones.En estos reactores se utiliza uranio enriquecido en un porcentaje de un 12% a un 19.75% en 235U.Algunos de estos reactores de investigación utilizan combustibles formados por cajas que alojan unas 20 placas dealuminio en cuyo interior está contenido el Uranio. El uranio se encuentra disuelto en el interior de cada placa enforma de U3O8, UAlx o U3Si2.Otros reactores denominados TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics, en inglés, correspondientes aEntrenamiento, Investigación, Isótopos, "General Atomics") utilizan combustible en forma de barras. El combustibleTRIGA está compuesto por una matriz de hidruro de uranio-zirconio. Muchos núcleos que usan este combustible sonde "altas pérdidas", donde los neutrones que fugan del núcleo del reactor son utilizados para investigación.

Combustibles Líquidos

Sales fundidas

Estos combustibles se encuentran disueltos en el refrigerante. Se han utilizado en los reactores de sales fundidas y ennumerosos experimentos con reactores de núcleo líquido.El combustible líquido utilizado en el reactor de sal fundida es LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0,4 mol). Sutemperatura máxima de funcionamiento es de 705 °C, pero puede soportar temperaturas mayores ya que su punto deebullición excede los 1400 °C.[4]

Combustible nuclear 125

Soluciones acuosas de sales de uranio

El reactor homogéneo acuoso utiliza una solución de sulfato de uranio u otras sales de uranio en agua. Este tipo dereactor homogéneo no se ha utilizado por ningún reactor de gran energía. Una de sus desventajas es que elcombustible, en caso de accidente, tiene una presentación que favorece que se disperse fácilmente.

Nitruro de uranio

Este es a menudo el combustible de elección para los diseños de reactor que fabrica la NASA. Una ventaja es que elUN tiene una mejor conductividad térmica que el UO2. El nitruro de uranio tiene una temperatura de fusión muyelevada. Este combustible tiene el inconveniente de que, a menos de que se utilice 15N (en lugar del más habitual14N), se generará una gran cantidad de 14C del nitrógeno por la reacción pn. Como el nitrógeno necesario paraproducir este combustible es sumamente costoso, sería lógico que el combustible tuviera que ser reprocesadomediante un método pirolítico a fin de permitir recuperar el 15N. También es lógico que si el combustible fueraprocesado y disuelto en ácido nítrico el nitrógeno enriquecido con 15N quedaría diluido en el habitual 14N.

Carburo de uranio

Otro combustible que se ha sugerido, nuevamente tiene una mejor conductividad térmica que el dióxido de uranio.

Presentaciones físicas habituales del combustible nuclearPara su uso como combustible en reactores nucleares, el UF6 producido con Uranio enriquecido en el isótopo 235U,debe ser convertido en polvo de dióxido de uranio (UO2), que entonces es procesado dándole forma de pequeñaspartículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, horneados, en un proceso llamadosinterización durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilindros (pellets) cerámicos deuranio enriquecido. Los pellets cilíndricos entonces son rectificados mediante tornos especiales para conseguir untamaño uniforme.A continuación, los pellets son introducidos en tubos metálicos de una aleación resistente a la corrosión, estos tubosson llamados vainas combustibles. Los tubos que contienen los pellets de combustible son cerrados mediante taponessoldados en sus extremos: estos tubos con su carga de pellets de uranio son llamados barras combustibles. Las barrascombustibles terminadas se agrupan formando haces, manojos o elementos combustibles, cada haz con entre 100 a400 barras combustibles dependiendo la cantidad del diseño específico de cada reactor. Un núcleo de un reactornuclear contiene varios cientos de haces o manojos de combustible.El metal de las vainas depende del diseño del reactor- en el pasado se utilizaba acero inoxidable, pero actualmente lamayoría de reactores utilizan una aleación de zirconio. Para los tipos más habituales de reactores (BWR y PWR) lostubos se ensamblan en haces o manojos con los tubos espaciados a distancias precisas. A estos haces o manojos seles asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad en todo el ciclo (desde su fabricación,hasta su almacenamiento como material irradiado usado, pasando por su uso en el reactor).

Combustible nuclear 126

Combustible para reactores PWR

Elemento combustible PWR. Elemento combustible del reactor de agua presurizada delbarco de pasajeros y carga NS Savannah. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox

Company.

El combustible del reactor de aguapresurizada (PWR) está compuesto porbarras cilíndricas organizadas en haces,manojos o elementos de combustible.El óxido de uranio cerámico esconformado en pequeños cilindros(pellets) que se insertan en tubos deuna aleación rica en zirconio llamadaZircaloy. Estos tubos, llamados vainas,son cerrados herméticamente contapones soldados. Los tubos deZircaloy tienen alrededor de 1 cm de diámetro. Hay alrededor de 179-264 barras de combustible por elementocombustible, y el núcleo de un reactor aloja desde 120 a 200 elementos combustibles según su diseño. Generalmente,los elementos combustibles son de sección transversal cuadrada, estando armados con barras combustibles ordenadasen conjuntos de 14x14 a 17x17. Los elementos combustibles para reactores PWR tienen cerca de 4 m de largo. Enlos elementos combustibles PWR, las barras de material absorbente que se utilizan para controlar la reacción nuclear("barras de control") se insertan por la parte superior en sitios especiales dentro del elemento combustible. Loselementos combustible normalmente están enriquecidos en diversos porcentajes de 235U. El óxido de uranio essecado antes de insertarlo en los tubos para eliminar la humedad en el combustible cerámico que podría ocasionarcorrosión y fragilidad inducida por hidrógeno. Los tubos de Zircaloy están presurizados con helio para intentarminimizar la interacción entre la vaina (o “cladding” en inglés) de los pellets (PCI) que puede llevar a fallos de labarra de combustible durante largos períodos.

Combustible para reactores BWR

En el reactor de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al del PWR excepto que los haces o manojos debarras combustibles están contenidos dentro de un tubo metálico de sección cuadrada. Esto se hace para prevenirvariaciones de densidad del refrigerante (agua) ocasionadas por la distribución de generación de calor y existencia devapor en el núcleo. En los haces de BWR, hay alrededor de 500-800 barras combustibles en cada elementocombustible. Cada barra combustible para BWR está rellenada con helio a una presión de cerca de tres atmósferas(300 kPa).

Combustible para reactores CANDU

Haces o manojos de combustible CANDU Dos haces o manojos decombustible CANDU, cada uno de aproximadamente 50 cm de largos y

10 cm de diámetro. Foto cortesía de Atomic Energy of Canada Ltd.

Los haces o manojos de combustible para reactoresCANDU miden alrededor de medio metro de largoy 30 cm de diámetro. Están formados por tubos dezirconio conteniendo pellets sinterizados de (UO2)contenidos, los tubos o vainas están soldados en losextremos a platos de zirconio. Cada haz o manojopesa alrededor de 20 kg y el núcleo de un reactorpuede llegar a contener unos 4.500 haces omanojos. Los modelos modernos normalmentetienen 37 barras de combustible idénticasdispuestas radialmente alrededor del eje

Combustible nuclear 127

longitudinal del haz o manojo, pero en el pasado se utilizaron diversas configuraciones y números de barras. Losdiseños actuales del CANDU no necesitan uranio enriquecido para alcanza el punto crítico (debido a su más eficientemoderador de neutrones de agua pesada, no obstante, algunos nuevos conceptos exigen un bajo enriquecimiento paraayudar a reducir el tamaño de los reactores.

Otros tipos de combustible nuclear menos habitualesExisten otras varias presentaciones de combustible nuclear para aplicaciones específicas, pero carecen del ampliouso de las utilizadas en las plantas de energía de BWR, PWR, y CANDU. Muchos de estas presentaciones solo seencuentran en reactores de investigación, o tienen aplicaciones militares.

Combustible compacto TRISO

Partícula de combustibleTRISO, fragmentada paramostrar las múltiples capas

cobertoras.

Los combustibles tri-isotrópicos (TRISO) fueron desarrollados inicialmente en Alemaniapara reactores de altas temperaturas refrigerados por gas. En los combustibles TRISO, elcarburo de uranio está revestido por varias capas de carbón pirolítico y dióxido de siliciopara retener los productos de fisión a elevadas temperaturas. Estos combustibles semoldeaban en esferas de grafito (para reactores de lecho de esferas) o en barras decombustible de grafito (para reactores prismáticos con núcleos refrigerado por gas).Actualmente, este tipo de combustibles se utilizan en el HTR-10 en China, y en el HTTRen Japón, los cuales son reactores experimentales. Los combustibles compactos TRISOpodrían utilizarse también en los diseños PBMR y GT-MHR, si tales diseños fueranconstruidos. La primera planta de energía en utilizar este combustible fue el THTR-300.

Combustible CerMet

El combustible CerMet está formado por partículas de combustible cerámico (normalmente óxido de uranio)alojadas en una matriz metálica. Se ha especulado que este tipo de combustible es el utilizado en los reactores de losportaaviones y submarinos nucleares de la US Navy. Este combustible posee un elevado coeficiente de transferenciatérmico y puede soportar un gran volumen de expansión.

Combustible tipo placa

Combustible nuclear 128

Núcleo del Reactor de PruebasAvanzado. Este reactor utiliza

combustible del tipo placa en unadistribución en hojas de trébol.

El combustible de tipo placa ha ido ganado posiciones con el transcurso delos años. Actualmente se utiliza en el Reactor de Pruebas Avanzado en elLaboratorio Nacional de Idaho.

Combustible de óxido usado

El combustible de óxido usado es una mezcla compleja de productos defisión, uranio, plutonio y metales transplutónicos. El combustible que se hautilizado a altas temperaturas en los reactores de energía es normal que no seahomogéneo, a menudo contiene nanopartículas de metales del grupo delplatino tales como el paladio. También es frecuente que el combustible sehaya agrietado, formando protuberancias o haya sido utilizado a temperaturascercanas a su punto de fusión. Aunque el combustible usado puede agrietarse,es muy insoluble en agua, y puede retener la gran mayoría de actínidos yproductos de fisión dentro del dióxido de uranio.

Combustibles para reactores de fusión

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Aunque en el 2008 aún no existen reactores de fusión que hayan operado durante períodos de tiempo relevantes, nique hayan permitido aprovechar su energía, los principales combustibles que podrían utilizarse en estos reactoresserían el tritio (³H) y el deuterio (²H), pudiendo usar también el helio tres (³He). Muchos otros elementos puedenfusionarse si se les fuerza a acercarse entre sí lo suficiente, para lo cual es necesario alcanzar temperaturassuficientemente altas. En general, se considera que habrá tres generaciones de combustibles de fusión dependiendode la factibilidad técnica de poder lograr la fusión de distintos núcleos atómicos de elementos ligeros.Esta se encuentra en etapas de investigación y desarrollo. El proyecto ITER es una iniciativa internacional paraavanzar en el conocimiento de la fusión por confinamiento magnético.

Combustible de fusión de primera generaciónEl deuterio y el tritio son considerados la primera generación de combustibles de fusión; existen varias reacciones enlas cuales pueden fusionarse juntos. Las tres reacciones más habituales son:²H + ³H n (14,07 MeV) + 4He (3,52 MeV)²H + ²H n (2,45 MeV) + ³He (0,82 MeV)²H + ²H p (3,02 MeV) + ³H (1,01 MeV)

Combustible nuclear 129

Combustible de fusión de segunda generaciónLa segunda generación de combustibles requiere o bien alcanzar temperaturas más altas de confinamiento para lograrla fusión o tiempos de confinamiento más prolongados, que los requeridos para los combustibles de primerageneración. Este grupo está formado por deuterio y helio tres. Los productos de estos reactivos son todas partículascargadas, pero existen reacciones laterales no beneficiosas que llevan a la activación radioactiva de los componentesdel reactor de fusión.²H + ³He p (14,68 MeV) + 4He (3,67 MeV)

Combustible de fusión de tercera generaciónHay varios combustibles de fusión potenciales en la tercera generación. La tercera generación de combustibles defusión producen sólo partículas cargadas en el proceso de fusión y no hay reacciones laterales. Por lo tanto, no habríaninguna activación radioactiva en el reactor de fusión. A menudo esto es visto como el objetivo final de lainvestigación de la fusión. El ³He es el combustible de tercera generación que es más probable que se utilice primeroya que tiene la menor reactividad de Maxwell en comparación con otros combustibles de fusión de tercerageneración.³He + ³He 2p + 4He (12,86 MeV)Otra reacción de fusión aneutrónica podría ser la de protón-boro:p + 11B → 34HeSegún estimaciones razonables, las reacciones laterales serían de alrededor del 0,1% de la energía de fusión llevada atérmino por los neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima de esta reacción es cerca de diez veces más que paralas reacciones de hidrógeno puro, el confinamiento de energía debiera ser 500 veces mejor que la requerida para lareacción D-T, y la densidad de energía seria 2.500 veces más baja que para D-T.

Combustibles basados en la desintegración de radioisótopos

Pila de radioisótoposLas expresiones pila atómica, pila nuclear o pila de radioisótopos se utilizan para describir un dispositivo que usa lasemisiones de partículas cargadas de un isótopo radioactivo para producir electricidad. Estos sistemas utilizanradioisótopos que emiten partículas beta de baja energía o partículas alfa de forma que se minimice la radiación defrenado, que requeriría de otro modo el uso de blindajes a las radiaciones más pesados. Se han probado isótoposcomo el tritio, el 63Ni, el 147Pm o el 99Tc y se han utilizado el 90Sr, el 238Pu, el 242Cm o el 244curio.Básicamente existen dos tipos de pilas atómicas: térmicas y no térmicas. De las no térmicas hay varios diseños, queutilizan la carga de las partículas alfa y beta, e incluyen diseños como el generador de carga directa, el betavolt lapila nuclear optoeléctrica o el generador piezoeléctrico de radioisótopos. Por su parte las pilas atómicas térmicasconvierten el calor de la desintegración radiactiva en electricidad. En este efecto se fundamentan diseños como elconvertidor termoiónico, las celdas termofotovoltaicas, los convertidores termoeléctricos metal-alcalino y el diseñomás común: el generador termoeléctrico de radioisótopos.

Combustible nuclear 130

Generadores de calor a partir de radioisótoposLas Unidades de calor de radioisótopos, (RHU) por sus iniciales en inglés, generan aproximadamente 1 vatio decalor, procedente de la desintegración de algunos gramos de 238Pu. Este calor es proporcionado de forma continuadurante un lapso tiempo de varias décadas.Su función es generar calor, para calentar equipos muy sensibles en el espacio profundo. El satélite artificialCassini-Huygens enviado al planeta Saturno contiene 82 de estas unidades (además de 3 GTR para generarelectricidad). La sonda Huygens a Titán contiene 35 de estos elementos.

Generadores termoeléctricos de radioisótopos

Inspeccionando los niveles de radiaciónde los RTG de la Cassini-Huygens

Un generador termoeléctrico de radioisótopos (GTR o RTG en inglés) es ungenerador eléctrico que obtiene su energía de la desintegración radioactiva.En estos aparatos, el calor liberado por la desintegración de un materialradioactivo, se convierte en electricidad utilizando una serie de termopares.

El 238Pu en forma de dióxido de plutonio se ha convertido en el combustiblemás usado en los GTR. Este radioisótopo tiene un semiperíodo de 87,7 años,una densidad de energía razonable y unos niveles de radiaciones gamma y deneutrones bajos. Algunos GTR terrestres han utilizado 90Sr, isótopo que tieneun semiperiodo más corto, una densidad de energía más baja y produce

radiaciones gamma, pero es mucho más barato. El primer GTR fue construido en 1958 por la Comisión de EnergíaAtómica de Estados Unidos (NRC sus siglas en inglés), utilizando 210Po. Este combustible proporciona una enormedensidad de energía, (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos) pero tiene un uso limitado debido asu corto semiperiodo y a que emite radiaciones gamma, por lo que fue desestimado para esta aplicación.

Comportamiento del combustible en un reactor nuclear de fisiónLa temperatura en una pastilla combustible varía con la distancia desde el centro. A una distancia x del centro latemperatura (Tx) se describe mediante una ecuación en la que ρ es la densidad de energía (W m-3) y Kf es laconductividad térmica del combustible:

El combustible utilizado en las centrales nucleares, tanto experimentales como industriales, se examina antes ydespués de su uso.El combustible fresco suele pasar varios controles en los que se verifica que sus características físicas coinciden conlas indicadas en las especificaciones técnicas. Estos controles son siempre no destructivos, utilizando técnicas demetrología, ultrasonidos o inspecciones visuales entre otras técnicas.En el caso del combustible gastado los exámenes se realizan en las denominadas celdas calientes (recintos congruesas paredes para proteger a las personas de las radiaciones que emite el combustible irradiado), dada laintensidad de las radiaciones que emite. En este caso se utilizan métodos destructivos y no destructivos.[6] [7]

En el combustible gastado se estudian los siguientes efectos:• Hinchado.[8]

• Liberación de gases de fisión. Los productos de fisión más volátiles que están atrapados dentro del dióxido deuranio pueden liberarse.

• Agrietado del combustible. En los ciclos termodinámicos (calentamientos y enfriamientos) producen tensiones enel combustible. Estas pueden producir grietas que tienden a ir del centro a los bordes formando un patrón enforma de estrella.

Combustible nuclear 131

Estos ensayos se utilizan para comprobar que el combustible es seguro y además efectivo. Tras accidentes que hansupuesto daños en el núcleo se suele investigar el combustible para estudiar su comportamiento.

Comportamiento del combustible nuclear de fisión en accidentesSe han realizado numerosas investigaciones que permiten conocer con precisión los fenómenos y condiciones quepueden producir la falla de un combustible en un reactor y la posterior liberación de material radioactivo desde elmismo. Solo los productos de fisión más volátiles se podrían liberar en caso de que un accidente produjera dañosgraves en el núcleo. En Francia existe una instalación donde se puede simular la fusión de combustible encondiciones controladas.Como parte del programa de investigación PHEBUS, se realizaron experimentos en los que combustibles alcanzarontemperaturas superiores a las de funcionamiento, analizando su comportamiento y los mecanismos de falla de lavaina que contiene al combustible. En este experimento además se estudió la liberación de radioisótopos desde elcombustible.[9]

Véase también• Central nuclear• Ciclo del combustible nuclear• Energía nuclear• Reactor nuclear

Referencias[1] El ciclo del combustible nuclear. Asociación Nuclear Mundial. (en inglés) (http:/ / www. world-nuclear. org/ education/ nfc. htm)[2] Enriquecimiento de Uranio. Centro Nacional de Energía Atómica de Argentina. (http:/ / caebis. cnea. gov. ar/ IdEN/

CONOC_LA_ENERGIA_NUC/ CAPITULO_6_Difusion/ CICLO_COMB_NUCL/ Recursos_uranio_arg. htm)[3] Ventajas y desventajas de los diferentes tipos de combustibles. (en inglés) (http:/ / fti. neep. wisc. edu/ neep602/ SPRING00/ lecture24. pdf)[4] Fluoruros fundidos como combustible para reactores nucleares. R. C. Briant y A. M. Weinberg. Oak Ridge Laboratory. Nuclear Science and

Engineering. pp. 797-803. (1957).(en inglés) (http:/ / www. energyfromthorium. com/ pdf/ NSE_moltenFluorides. pdf)[5] http:/ / en. wikipedia. org/ wiki/ Combustible_nuclear?action=history[6] Exámenes post-irradiación del combustible nuclear MOX ATR FMDP. Oak Ridge Laboratory. (en inglés) (http:/ / www. ornl. gov/

~webworks/ cppr/ y2001/ pres/ 114819. pdf)[7] Exámenes post-irradiación de elementos de combustible U3SiX-Al construidos e irradiados en Argentina. Argonne National Laboratory. (en

inglés) (http:/ / www. rertr. anl. gov/ Web2002/ 2003 Web/ Rugirello. html)[8] Análisis del hinchado del combustible nuclear. Documento de la [[NASA (http:/ / ntrs. nasa. gov/ archive/ nasa/ casi. ntrs. nasa. gov/

19700006935_1970006935. pdf)] (en inglés)][9] (http:/ / itu. jrc. ec. europa. eu/ uploads/ media/ Activity_Report_2004. pdf) Experimento Phebus. Informe anual del ITU correspondiente al

2004 (http:/ / itu. jrc. ec. europa. eu/ index. php?id=217& type=10#366)

Enlaces externos(en inglés):Combustible PWR

• de combustible 543 NEI (http:/ / www. nei. org/ index. asp?catnum=3& catid=esquema)• Imagen de un conjunto de combustible PWR. (http:/ / www. npp. hu/ uran/ 4-e. htm)• Imagen mostrando el manejo de un haz PWR (http:/ / www. nucleartourist. com/ systems/ pwrfuel1. htm)• Mitsubishi nuclear fuel Co. (http:/ / www. mnf. co. jp/ pages2/ pwr2. htm)Combustible BWR

• Imagen del ensamblaje de un BWR enlatado (http:/ / www. gns. ne. jp/ eng/ cael/ database/ encard/ card2/ cd22/engcd22. htm)

Combustible nuclear 132

• Descripción física del combustible LWR (http:/ / www. nuc. berkeley. edu/ thyd/ ne161/ ncabreza/ samphtml.html)

• Enlaces a fotos de BWR desde la página web de nuclear tourist. (http:/ / www. nucleartourist. com/ areas/bwr-in1. htm)

Combustible CANDU

• Imágenes del combustible CANDU y FAQ (http:/ / canteach. candu. org/ imagelib/ 37000-fuel. htm)• Nociones básicas del diseño del CANDU (http:/ / www. nucleartourist. com/ systems/ candu-rx. htm)• La evolución de los ciclos del combustible CANDU y su uso potencial para contribuir a la paz mundial (http:/ /

www. nuclearfaq. ca/ brat_fuel. htm)• Curso de gestión del combustible CANDU (http:/ / canteach. candu. org/ library/ 20031101. pdf)• Especificaciones del combustible y del reactor CANDU (Nuclear Tourist) (http:/ / www. nucleartourist. com/

type/ candu2. htm)• Barras y haces de combustible Candu. (http:/ / www. friendsofbruce. ca/ candubundle. htm)Combustible TRISO

• Descripción del combustible TRISO (http:/ / www. romawa. nl/ nereus/ fuel. html)• Examen no destructivo de las cápsulas de combustible nuclear de SiC utilizando la técnica de microfotografía con

rayos X fluorescentes. [http://www.world-nuclear.org/sym/2003/fig-htm/labf5-h.htm Proceso del combustiblecompacto GT-MHR (http:/ / www. ndt. net/ article/ wcndt00/ papers/ idn540/ idn540. htm)

• Descripción del combustible TRISO para "guijarros (pebbles)" (http:/ / www. min. uc. edu/ nuclear/ kadak/sld009. htm)

• Página Web de LANL mostrando varios pasos de la producción del combustible TRISO (http:/ / www. lanl. gov/orgs/ nmt/ nmtdo/ AQarchive/ 03springsummer/ AFCI. html)

Combustible CERMET

• Una revisión de 50 años de los programas de desarrollo de combustible nuclear espacial (http:/ / www3. inspi. ufl.edu/ space/ program/ abstracts/ 1098. pdf)

• Combustible Cermet nuclear basado en el torio: fabricación de micro esfera sinterizada por secado de difusión(http:/ / www. beckman. com/ literature/ Bioresearch/ ar-409. pdf)

• El uso del combustible CERMET basado en el molibdeno, para la gestión de actínidos en LWR (http:/ / www.nrg-nl. com/ docs/ nrglib/ 2004/ 2004_nucl_techn_146_3_bakker_klaassen. pdf)

Combustible del tipo placa

• Lista de reactores en el INL e imagen de un núcleo de ATR (http:/ / nuclear. inl. gov/ 52reactors. shtml)• Combustible de placa ATR (http:/ / teton. if. uidaho. edu/ drying. html)Combustible TRIGA

• Web de combustibles General Atomics TRIGA (http:/ / triga. ga. com/ fuel. html)Combustibles de reactores espaciales

• Conferencia Nuclear del Espacio 2005 (SNC '05) (http:/ / www3. inspi. ufl. edu/ space/ program/ )Combustible de fusión

• Presentación de combustibles de fusión avanzados (http:/ / fti. neep. wisc. edu/ presentations/ glk_ans00. pdf)

Radiactividad 133

Radiactividad

Diagrama de Segrè. El color indica el periodo de semidesintegración de losisótopos radiactivos conocidos, también llamado semivida.

La radiactividad o radioactividad ioniza elmedio que atraviesa. Una excepción loconstituye el neutrón, que no posee carga,pero ioniza la materia en forma indirecta. Enlas desintegraciones radiactivas se tienenvarios tipos de radiación: alfa, beta, gammay neutrones.

La radiactividad puede considerarse unfenómeno físico natural por el cual algunoscuerpos o elementos químicos, llamadosradiactivos, emiten radiaciones que tienen lapropiedad de impresionar placasfotográficas, ionizar gases, producirfluorescencia, atravesar cuerpos opacos a laluz ordinaria, etc. Debido a esa capacidad,se les suele denominar radiacionesionizantes (en contraste con las noionizantes). Las radiaciones emitidas puedenser electromagnéticas, en forma de rayos Xo rayos gamma, o bien corpusculares, comopueden ser núcleos de helio, electrones opositrones, protones u otras. En resumen, esun fenómeno que ocurre en los núcleos deciertos elementos, que son capaces detransformarse en núcleos de átomos de otros elementos.

La radiactividad es una propiedad de los isótopos que son "inestables", es decir, que se mantienen en un estadoexcitado en sus capas electrónicas o nucleares, con lo que, para alcanzar su estado fundamental, deben perderenergía. Lo hacen en emisiones electromagnéticas o en emisiones de partículas con una determinada energía cinética.Esto se produce variando la energía de sus electrones (emitiendo rayos X) o de sus nucleones (rayo gamma) ovariando el isótopo (al emitir desde el núcleo electrones, positrones, neutrones, protones o partículas más pesadas), yen varios pasos sucesivos, con lo que un isótopo pesado puede terminar convirtiéndose en uno mucho más ligero,como el uranio que, con el transcurrir de los siglos, acaba convirtiéndose en plomo.

La radiactividad se aprovecha para la obtención de energía nuclear, se usa en medicina (radioterapia yradiodiagnóstico) y en aplicaciones industriales (medidas de espesores y densidades, entre otras).La radiactividad puede ser:• Natural: manifestada por los isótopos que se encuentran en la naturaleza.• Artificial o inducida: manifestada por los radioisótopos producidos en transformaciones artificiales.

Radiactividad 134

Radiactividad naturalVéanse también: Radiactividad natural, Rayos cósmicos y Redradna

En 1896 Henri Becquerel descubrió que ciertas sales de uranio emiten radiaciones espontáneamente, al observar quevelaban las placas fotográficas envueltas en papel negro. Hizo ensayos con el mineral en caliente, en frío,pulverizado, disuelto en ácidos y la intensidad de la misteriosa radiación era siempre la misma. Por tanto, esta nuevapropiedad de la materia, que recibió el nombre de radiactividad, no dependía de la forma física o química en la quese encontraban los átomos del cuerpo radiactivo, sino que era una propiedad que radicaba en el interior mismo delátomo.El estudio del nuevo fenómeno y su desarrollo posterior se debe casi exclusivamente al matrimonio de Marie yPierre Curie, quienes encontraron otras sustancias radiactivas: el torio, el polonio y el radio. La intensidad de laradiación emitida era proporcional a la cantidad de uranio presente, por lo que Marie Curie dedujo que laradiactividad es una propiedad atómica. El fenómeno de la radiactividad se origina exclusivamente en el núcleo delos átomos radiactivos. Se cree que se origina debido a la interacción neutrón-protón. Al estudiar la radiación emitidapor el radio, se comprobó que era compleja, pues al aplicarle un campo magnético parte de ella se desviaba de sutrayectoria y otra parte no.Pronto se vio que todas estas reacciones provienen del núcleo atómico que describió Ernest Rutherford en 1911,quien también demostró que las radiaciones emitidas por las sales de uranio pueden ionizar el aire y producir ladescarga de cuerpos cargados eléctricamente.Con el uso del neutrino, partícula descrita en 1930 por Wolfgang Pauli pero no medida sino hasta 1956 por ClydeCowan y sus colaboradores, consiguió describirse la radiación beta.En 1932 James Chadwick descubrió la existencia del neutrón que Pauli había predicho en 1930, e inmediatamentedespués Enrico Fermi descubrió que ciertas radiaciones emitidas en fenómenos no muy comunes de desintegraciónson en realidad neutrones.

Radiactividad artificialLa radiactividad artificial, también llamada radiactividad inducida, se produce cuando se bombardean ciertosnúcleos estables con partículas apropiadas. Si la energía de estas partículas tiene un valor adecuado, penetran elnúcleo bombardeado y forman un nuevo núcleo que, en caso de ser inestable, se desintegra después radiactivamente.Fue descubierta por los esposos Jean Frédéric Joliot-Curie e Irène Joliot-Curie, bombardeando núcleos de boro y dealuminio con partículas alfa. Observaron que las sustancias bombardeadas emitían radiaciones después de retirar elcuerpo radiactivo emisor de las partículas de bombardeo.En 1934 Fermi se encontraba en un experimento bombardeando núcleos de uranio con los neutrones reciéndescubiertos. En 1938, en Alemania, Lise Meitner, Otto Hahn y Fritz Strassmann verificaron los experimentos deFermi. En 1939 demostraron que una parte de los productos que aparecían al llevar a cabo estos experimentos erabario. Muy pronto confirmaron que era resultado de la división de los núcleos de uranio: la primera observaciónexperimental de la fisión. En Francia, Jean Frédéric Joliot-Curie descubrió que, además del bario, se emitenneutrones secundarios en esa reacción, lo que hace factible la reacción en cadena.También en 1932, Mark Oliphant teorizó sobre la fusión de núcleos ligeros (de hidrógeno), y poco después HansBethe describió el funcionamiento de las estrellas con base en este mecanismo.El estudio de la radiactividad permitió un mayor conocimiento de la estructura del núcleo atómico y de las partículassubatómicas. Se abrió la posibilidad de convertir unos elementos en otros. Incluso se hizo realidad el ancestral sueñode los alquimistas de crear oro a partir de otros elementos... aunque en términos prácticos no resulte rentable.

Radiactividad 135

Clases y componentes de la radiación

Clases de radiación ionizante y cómo detenerla.Las partículas alfa (núcleos de helio) se detienen al interponer una hoja de

papel. Las partículas beta (electrones y positrones) no pueden atravesar unacapa de aluminio. Sin embargo, los rayos gamma (fotones de alta energía)

necesitan una barrera mucho más gruesa, y los más energéticos puedenatravesar el plomo.

Se comprobó que la radiación puede ser de tresclases diferentes, conocidas como partículas,desintegraciones y radiación:

1. Partícula alfa: Son flujos de partículascargadas positivamente compuestas por dosneutrones y dos protones (núcleos de helio).Son desviadas por campos eléctricos ymagnéticos. Son poco penetrantes, aunquemuy ionizantes. Son muy energéticas. Fuerondescubiertas por Rutherford, quien hizo pasarpartículas alfa a través de un fino cristal y lasatrapó en un tubo de descarga. Este tipo deradiación la emiten núcleos de elementospesados situados al final de la tabla periódica(A >100). Estos núcleos tienen muchosprotones y la repulsión eléctrica es muyfuerte, por lo que tienden a obtener Naproximadamente igual a Z, y para ello seemite una partícula alfa. En el proceso sedesprende mucha energía, que se convierte enla energía cinética de la partícula alfa, por loque estas partículas salen con velocidadesmuy altas.

2. Desintegración beta: Son flujos deelectrones (beta negativas) o positrones (betapositivas) resultantes de la desintegración delos neutrones o protones del núcleo cuandoéste se encuentra en un estado excitado. Esdesviada por campos magnéticos. Es más penetrante, aunque su poder de ionización no es tan elevado como el delas partículas alfa. Por lo tanto, cuando un átomo expulsa una partícula beta, su número atómico aumenta odisminuye una unidad (debido al protón ganado o perdido). Existen tres tipos de radiación beta: la radiaciónbeta-, que consiste en la emisión espontánea de electrones por parte de los núcleos; la radiación beta+, en la queun protón del núcleo se desintegra y da lugar a un neutrón, a un positrón o partícula Beta+ y un neutrino, y porúltimo la captura electrónica que se da en núcleos con exceso de protones, en la cual el núcleo captura un electrónde la corteza electrónica, que se unirá a un protón del núcleo para dar un neutrón.

3. Radiación gamma: Se trata de ondas electromagnéticas. Es el tipo más penetrante de radiación. Al ser ondaselectromagnéticas de longitud de onda corta, tienen mayor penetración y se necesitan capas muy gruesas deplomo u hormigón para detenerlas. En este tipo de radiación el núcleo no pierde su identidad, sino que sedesprende de la energía que le sobra para pasar a otro estado de energía más baja emitiendo los rayos gamma, osea fotones muy energéticos. Este tipo de emisión acompaña a las radiaciones alfa y beta. Por ser tan penetrante ytan energética, éste es el tipo más peligroso de radiación.

Las leyes de desintegración radiactiva, descritas por Frederick Soddy y Kasimir Fajans, son:• Cuando un átomo radiactivo emite una partícula alfa, la masa del átomo (A) resultante disminuye en 4 unidades y

el número atómico (Z) en 2.

Radiactividad 136

• Cuando un átomo radiactivo emite una partícula beta, el número atómico (Z) aumenta o disminuye en una unidady la masa atómica (A) se mantiene constante.

• Cuando un núcleo excitado emite radiación gamma, no varía ni su masa ni su número atómico: sólo pierde unacantidad de energía hν (donde "h" es la constante de Planck y "ν" es la frecuencia de la radiación emitida).

Las dos primeras leyes indican que, cuando un átomo emite una radiación alfa o beta, se transforma en otro átomo deun elemento diferente. Este nuevo elemento puede ser radiactivo y transformarse en otro, y así sucesivamente, con loque se generan las llamadas series radiactivas.

Causa de la radiactividadEn general son radiactivas las sustancias que no presentan un balance correcto entre protones o neutrones, tal comomuestra el gráfico al inicio del artículo. Cuando el número de neutrones es excesivo o demasiado pequeño respectoal número de protones, se hace más difícil que la fuerza nuclear fuerte debida al efecto del intercambio de pionespueda mantenerlos unidos. Eventualmente, el desequilibrio se corrige mediante la liberación del exceso de neutroneso protones, en forma de partículas α que son realmente núcleos de helio, y partículas β, que pueden ser electrones opositrones. Estas emisiones llevan a dos tipos de radiactividad, ya mencionados:• Radiación α, que aligera los núcleos atómicos en 4 unidades másicas, y cambia el número atómico en dos

unidades.• Radiación β, que no cambia la masa del núcleo, ya que implica la conversión de un protón en un neutrón o

viceversa, y cambia el número atómico en una sola unidad (positiva o negativa, según si la partícula emitida es unelectrón o un positrón).

La radiación, por su parte, se debe a que el núcleo pasa de un estado excitado de mayor energía a otro de menorenergía, que puede seguir siendo inestable y dar lugar a la emisión de más radiación de tipo α, β o γ. La radiación γes, por tanto, un tipo de radiación electromagnética muy penetrante, ya que tiene una alta energía por fotón emitido.<<pdf

Símbolo

Símbolo utilizado tradicionalmente para indicarla presencia de radiactividad.

El 15 de marzo de 1994, la Agencia Internacional de la EnergíaAtómica (AIEA) dio a conocer un nuevo símbolo de advertencia deradiactividad con validez internacional. La imagen fue probada en 11países.

Contador Geiger

Cuando una partícula radiactiva se introduce en un contador Geiger,produce un breve impulso de corriente eléctrica. La radiactividad deuna muestra se calcula por el número de estos impulsos.

Periodo de semidesintegración radiactiva

La desintegración radiactiva se comporta en función de la ley dedecaimiento exponencial:

Radiactividad 137

Nuevo símbolo de advertencia de radiactividadadoptado por la ISO en 2007 para fuentes que

puedan resultar peligrosas. Estandard ISO#21482.

,donde:

• es el número de radionúclidos existentes en un instante de tiempo .• es el número de radionúclidos existentes en el instante inicial .• , llamada constante de desintegración radiactiva, es la probabilidad de desintegración por unidad de tiempo. A

partir de la definición de actividad (ver Velocidad de desintegración), es evidente que la constante dedesintegración es el cociente entre el número de desintegraciones por segundo y el número de átomos radiactivos( ).

Se llama tiempo de vida o tiempo de vida media de un radioisótopo el tiempo promedio de vida de un átomoradiactivo antes de desintegrarse. Es igual a la inversa de la constante de desintegración radiactiva ( ).Al tiempo que transcurre hasta que la cantidad de núcleos radiactivos de un isótopo radiactivo se reduzca a la mitadde la cantidad inicial se le conoce como periodo de semidesintegración, período, semiperiodo, semivida o vida media(no confundir con el ya mencionado tiempo de vida) ( ). Al final de cada período, laradiactividad se reduce a la mitad de la radiactividad inicial. Cada radioisótopo tiene un semiperiodo característico,en general diferente del de otros isótopos.Ejemplos:

Isótopo Periodo Emisión

Uranio-238 4510 millones de años Alfa

Carbono-14 5730 años Beta

Cobalto-60 5,271 años Gamma

Radón-222 3,82 días Alfa

Radiactividad 138

Velocidad de desintegraciónLa velocidad de desintegración o actividad radiactiva se mide en Bq, en el SI. Un becquerel vale 1 desintegraciónpor segundo. También existen otras unidades: el rutherford, que equivale a 106 desintegraciones por segundo, o elcurio, Ci, que equivale idénticamente a 3,7·1010 desintegraciones por segundo (unidad basada en la actividad de 1 gde 226Ra que es cercana a esa cantidad).La velocidad de desintegración es la tasa de variación del número de núcleos radiactivos por unidad de tiempo:

Dada la ley de desintegración radiactiva que sigue (ver Periodo de demidesintegración), es evidente que:,

donde:

• es la actividad radiactiva en el instante .• es la actividad radiactiva inicial (cuando ).• es la base de los logaritmos neperianos.• es el tiempo transcurrido.• es la constante de desintegración radiactiva propia de cada radioisótopo.La actividad también puede expresarse en términos del número de núcleos a partir de su propia definición. En efecto:

Ley de la radiosensibilidadLa ley de la radiosensibilidad (también conocida como ley de Bergonié y Tribondeau, postulada en 1906) dice quelos tejidos y órganos más sensibles a las radiaciones son los menos diferenciados y los que exhiben alta actividadreproductiva.Como ejemplo, tenemos:1. Tejidos altamente radiosensibles: epitelio intestinal, órganos reproductivos (ovarios, testículos), médula ósea,

gláundula tiroides.2. Tejidos medianamente radiosensibles: tejido conectivo.3. Tejidos poco radiosensibles: neuronas, hueso.

Consecuencias para la salud de la exposición a las radiaciones ionizantesLos efectos de la radiactividad sobre la salud son complejos. Dependen de la dosis absorbida por el organismo.Como no todas las radiaciones tienen la misma nocividad, se multiplica cada radiación absorbida por un coeficientede ponderación para tener en cuenta las diferencias. Esto se llama dosis equivalente, que se mide en sieverts (Sv), yaque el becquerel, para medir la peligrosidad de un elemento, erróneamente considera idénticos los tres tipos deradiaciones (alfa, beta y gamma). Una radiación alfa o beta es relativamente poco peligrosa fuera del cuerpo. Encambio, es extremadamente peligrosa cuando se inhala. Por otro lado, las radiaciones gamma son siempre dañinas,puesto que se les neutraliza con dificultad.Véase también: Radiación ionizante

Radiactividad 139

Riesgos para la saludEl riesgo para la salud no sólo depende de la intensidad de la radiación y de la duración de la exposición, sinotambién del tipo de tejido afectado y de su capacidad de absorción. Por ejemplo, los órganos reproductores son 20veces más sensibles que la piel.Véase también: Contaminación radiactiva

Dosis aceptable de irradiaciónHasta cierto punto, las radiaciones naturales (emitidas por el medio ambiente) son inofensivas. El promedio de tasade dosis equivalente medida a nivel del mar es de 0,00012 mSv/h (0,012 mrem/h).La dosis efectiva (suma de las dosis recibida desde el exterior del cuerpo y desde su interior) que se considera queempieza a producir efectos en el organismo de forma detectable es de 100 mSv (10 rem) en un periodo de 1 año.[1]

Los métodos de reducción de la dosis son: 1) reducción del tiempo de exposición, 2) aumento del blindaje y 3)aumento de la distancia a la fuente radiante.A modo de ejemplo, se muestran las tasas de dosis en la actualidad utilizadas en una central nuclear para establecerlos límites de permanencia en cada zona, el personal que puede acceder a ellas y su señalización:

Zona Dosis

Zona gris o azul de 0,0025 a 0,0075 mSv/h

Zona verde de 0,0075 a 0,025 mSv/h

Zona amarilla de 0,025 a 1 mSv/h

Zona naranja de 1 a 100 mSv/h

Zona roja > 100 mSv/h

Dosis efectiva permitidaLa dosis efectiva es la suma ponderada de dosis equivalentes en los tejidos y órganos del cuerpo procedentes deirradiaciones internas y externas. En la Unión Europea, la Directiva 96/29/EURATOM limita la dosis efectiva paratrabajadores expuestos a 100 mSv durante un período de cinco años consecutivos, con una dosis efectiva máxima de50 mSv en cualquier año, y existen otros límites concretos de dosis equivalentes en determinadas zonas del cuerpo,como el cristalino, la piel o las extremidades, además de límites concretos para mujeres embarazadas o lactantes.Para la población general, el límite de dosis efectiva es de 1 mSv por año, aunque en circunstancias especiales puedepermitirse un valor de dosis efectiva más elevado en un único año, siempre que no se sobrepasen 5 mSv en cincoaños consecutivos.[2]

En el caso de intervenciones (emergencias radiológicas), sin embargo, estos límites no son aplicables. En su lugar serecomienda que, cuando puedan planificarse las acciones, se utilicen niveles de referencia. En estos casos, lasactuaciones comienzan cuando la dosis al público puede superar los 10 mSv en dos días (permanencia en edificios).En cuanto a los trabajadores, se intentará que la dosis que reciban sea siempre inferior al límite anual, salvo enmedidas urgentes (rescate de personas, situaciones que evitarían una dosis elevada a un gran número de personas,impedir situaciones catastróficas). En estos casos se intentará que no se supere el doble del límite de dosis en un soloaño (100 mSv), excepto cuando se trate de salvar vidas, donde se pondrá empeño en mantener las dosis por debajode 10 veces ese límite (500 mSv). Los trabajadores que participen en acciones que puedan alcanzar este nivel de 500mSv deberán ser informados oportunamente y deberán ser voluntarios.[3]

La dosis efectiva es una dosis acumulada. La exposición continua a las radiaciones ionizantes se considera a lo largode un año, y tiene en cuenta factores de ponderación que dependen del órgano irradiado y del tipo de radiación deque se trate.

Radiactividad 140

La dosis efectiva permitida para alguien que trabaje con radiaciones ionizantes (por ejemplo, en una central nuclear oen un centro médico) es de 100 mSv en un periodo de 5 años, y no se podrán superar en ningún caso los 50 mSv enun mismo año. Para las personas que no trabajan con radiaciones ionizantes, este límite se fija en 1 mSv al año. Estosvalores se establecen por encima del fondo natural (que en promedio es de 2,4 mSv al año en el mundo).Las diferencias en los límites establecidos entre trabajadores y otras personas se deben a que los trabajadores recibenun beneficio directo por la existencia de la industria en la que trabajan, y por tanto, asumen un mayor riesgo que laspersonas que no reciben un beneficio directo.Por ese motivo, para los estudiantes se fijan límites algo superiores a los de las personas que no trabajan conradiaciones ionizantes, pero algo inferiores a los de las personas que trabajan con radiaciones ionizantes. Para ellosse fija un límite de 6 mSv en un año.Además, esos límites se establecen en función de ciertas hipótesis, como es la del comportamiento lineal sin umbralde los efectos de las radiaciones ionizantes sobre la salud (el modelo LNT). A partir de este modelo, basado enmedidas experimentales (de grandes grupos de personas expuestas a las radiaciones, como los supervivientes deHiroshima y Nagasaki) de aparición de cáncer, se establecen límites de riesgo considerado aceptable, consensuadoscon organismos internacionales tales como la Organización Internacional del Trabajo (OIT), y a partir de esos límitesse calcula la dosis efectiva resultante.Véase también: Modelo lineal sin umbral

Ejemplos de isótopos radiactivos naturales• Uranio 235U y 238U• Torio 234Th y 232Th• Radio 226Ra y 228Ra• Carbono 14C• Tritio 3H• Radón 222Rn• Potasio 40K• Polonio 210Po

Ejemplos de isótopos radiactivos artificiales• Plutonio 239Pu y 241Pu• Curio 242Cm y 244Cm• Americio 241Am• Cesio 134Cs, 135Cs y 137Cs• Yodo 129I, 131I y 133I• Antimonio 125Sb• Rutenio 106Ru• Estroncio 90Sr• Criptón 85Kr y 89Kr• Selenio 75Se• Cobalto 60Co• Cloro 36Cl

Radiactividad 141

Véase también• rayos X• teoría atómica

Referencias[1] Resumen del informe del BEIR (en inglés) (http:/ / www. sepr. es/ html/ recursos/ publicaciones/ BEIR VII Summary. pdf)[2] Directiva 96/29/Euratom del Consejo de 13 de mayo de 1996 por la que se establecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de

los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes (http:/ / europa. eu/ eur-lex/ lex/ Notice.do?val=312346:cs& lang=es& list=312346:cs,& pos=1& page=1& nbl=1& pgs=10& hwords=& checktexte=checkbox& visu=#texte), DOL159 de 29-6-1996.

[3] Normas Internacionales de Seguridad. SS Nº 115. (en inglés). (http:/ / www-pub. iaea. org/ MTCD/ publications/ PDF/ SS-115-Web/Pub996_web-1a. pdf)

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Radiactividad.Commons• ATSDR en Español - ToxFAQs™: americio (http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts156. html):

Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE.UU. (dominio público)• ATSDR en Español - ToxFAQs™: cesio (http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts157. html):

Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE.UU. (dominio público)• ATSDR en Español - ToxFAQs™: plutonio (http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts143. html):

Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE.UU. (dominio público)• ATSDR en Español - ToxFAQs™: uranio (http:/ / www. atsdr. cdc. gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts150. html):

Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE.UU. (dominio público)

Partícula alfa

Partícula alfa.

Las partículas o rayos alfa (α) son núcleos completamente ionizados,es decir, sin su envoltura de electrones correspondiente, de helio-4(4He). Estos núcleos están formados por dos protones y dos neutrones.Al carecer de electrones, su carga eléctrica es positiva (+2qe), mientrasque su masa es de 4 uma.

Se generan habitualmente en reacciones nucleares o desintegraciónradiactiva de otros núclidos que se transmutan en elementos másligeros mediante la emisión de dichas partículas. Su capacidad depenetración es pequeña; en la atmósfera pierden rápidamente suenergía cinética, porque interaccionan fuertemente con otras moléculasdebido a su gran masa y carga eléctrica, generando una cantidadconsiderable de iones por centímetro de longitud recorrida. En generalno pueden atravesar espesores de varias hojas de papel.

Tiene una carga de coulombs y una masa de kg.

Partícula alfa 142

Véase también• Desintegración alfa• Poder de frenado• Partícula beta• Rayos gamma• Radiación

• Portal:Física. Contenido relacionado con Física.

Enlaces externos• Wikimedia Commons alberga contenido multimedia sobre Partícula alfa.Commons• Wikcionario tiene definiciones para rayos alfa.Wikcionario

Periodo de semidesintegración

Evolución de una muestra

Periodos transcurridos Núcleos sin desintegrar

0 100%

1 50%

2 25%

3 12,5%

4 6,25%

5 3,125%

6 1,5625%

7 0,78125%

N

El periodo de semidesintegración, también llamado vida mitad, semivida, hemivida o simplemente periodo, es ellapso necesario para que se desintegren la mitad de los núcleos de una muestra inicial de una sustancia radiactiva. Setoma como referencia la mitad de ellos debido al carácter aleatorio de la desintegración nuclear. El periodo desemidesintegración no debe confundirse con la vida media.

Cálculo de Notación:

• es el periodo de semidesintegración.• N(t) es el número de núcleos de la muestra en el instante tiempo t.• es el número inicial (cuando t = 0) de núcleos de la muestra.• λ es la constante de desintegración.

El instante en el que el número de núcleos se ha reducido a la mitad es . O sea:

Sustituyendo en la fórmula de decaimiento exponencial:

Periodo de semidesintegración 143

Por tanto, la relación entre el período de una sustancia ( ) y su constante de desintegración ( ) es:

De lo que resulta que la vida mitad es aproximadamente el 69,31% de la vida media.Si queremos calcular el tiempo que tarda una sustancia en ser el 20% de la inicial haremos:Co = Concentración inicial.Ct = 0.2*CoK = Constante de semidesintegraciónt1/2 = Tiempo de semidesintegraciónt1/2 = Ln(Co/Ct)/kLa velocidad de desintegración de un contaminante será menor cuanto menos cantidad de contaminante quede(suponemos que el contaminante sigue una cinética de primer orden).

Periodos de semidesintegración de algunas sustancias

Uranio 235 7,038 · 108 años Uranio 238 4,468 · 109 años Potasio 40 1,28 · 109 años

Rubidio 87 4,88 · 1010 años Calcio 41 1,03 · 105 años Carbono 14 5760 años

Radio 226 1602 años Cesio 137 30,07 años Bismuto 207 31,55 años

Estroncio 90 28,90 años Cobalto 60 5,271 años Cadmio 109 462,6 días

Yodo 131 8,02 días Radón 222 3,82 días Oxígeno 15 122 segundos

Véase también• Vida media• Semivida

Rayos gamma 144

Rayos gamma

Radiación gamma.

La radiación gamma o rayos gamma (γ) es un tipo de radiaciónelectromagnética, y por tanto formada por fotones, producidageneralmente por elementos radiactivos o procesos subatómicos comola aniquilación de un par positrón-electrón. Este tipo de radiación de talmagnitud también es producida en fenómenos astrofísicos de granviolencia

Debido a las altas energías que poseen, los rayos gamma constituyenun tipo de radiación ionizante capaz de penetrar en la materia másprofundamente que la radiación alfa o beta. Dada su alta energíapueden causar grave daño al núcleo de las células, por lo que sonusados para esterilizar equipos médicos y alimentos.

La energía de esta naturaleza se mide en megaelectronvoltios (MeV).Un MeV corresponde a fotones gamma de longitudes de ondainferiores a m o frecuencias superiores a Hz.

Los rayos gamma se producen en la desexcitación de un nucleón de un nivel o estado excitado a otro de menorenergía y en la desintegración de isótopos radiactivos. Los rayos gamma se diferencian de los rayos X en su origen,debido a que estos últimos se producen a nivel extranuclear, por fenómenos de frenado electrónico. Generalmenteasociada con la energía nuclear y los reactores nucleares, la radiactividad se encuentra en nuestro entorno natural,desde los rayos cósmicos, que nos bombardean desde el sol y las galaxias de fuera de nuestro Sistema Solar, hastaalgunos isótopos radiactivos que forman parte de nuestro entorno natural.En general, los rayos gamma producidos en el espacio no llegan a la superficie de la Tierra, pues son absorbidos enla alta atmósfera. Para observar el universo en estas frecuencias, es necesario utilizar globos de gran altitud uobservatorios espaciales. En ambos casos se utiliza el efecto Compton para detectar los rayos gamma. Estos rayosgamma se producen en fenómenos astrofísicos de alta energía como explosiones de supernovas o núcleos de galaxiasactivas. En astrofísica se denominan GRB (Gamma Ray Bursts) a fuentes de rayos gamma que duran unos segundoso unas pocas horas siendo sucedidos por un brillo decreciente de la fuente en rayos X durante algunos días. Ocurrenen posiciones aleatorias del cielo y su origen permanece todavía bajo discusión científica. En todo caso parecenconstituir los fenómenos más energéticos del Universo.La excepción son los rayos gamma de energía por encima de unos miles de MeV (o sea, gigaelectronvoltios o GeV),que, al incidir en la atmósfera, producen miles de partículas (cascada atmosférica extensa) que, como viajan avelocidades cercanas a las de la luz en el aire, generan radiación de Cherenkov. Esta radiación es detectada en lasuperficie de la Tierra mediante un tipo de telescopio llamado telescopio Cherenkov.

ProtecciónPara protegerse de los rayos gamma se requiere gran cantidad de masa. Los materiales de alto número atómico y altadensidad protegen mejor contra los rayos gamma. A mayor energía de los mismos el espesor de la protección debeser mayor. Los materiales para protegerse de los rayos gamma son caracterizados con el espesor necesario parareducir la intensidad de los rayos gamma a la mitad (capa de valor medio o HVL por sus siglas en inglés). Porejemplo, los rayos gamma que requieren 1 cm (0.4 pulgadas) de plomo para reducir su intensidad en un 50% tambiénverán reducida su intensidad a la mitad por 6 cm (2½ pulgadas) de hormigón o 9 cm (3½ pulgadas) de tierracompacta.

Rayos gamma 145

Interacción con la materia

El coeficiente de absorción total de rayos gamma del aluminio (número atómico13) según distintas energías de rayos gamma y las contribuciones de los tresefectos. En la mayoría de la región de energía mostrada, el efecto Compton

domina.

El coeficiente de absorción total de rayos gamma del plomo (número atómico 82)según distintas energías de rayos gamma y las contribuciones de los tres efectos.

Aquí, el efecto fotoeléctrico domina en energía bajas. A partir de 5 MeV, lacreación de pares empieza a dominar.

Cuando un rayo gamma pasa a través de lamateria, la probabilidad de absorción en unacapa fina es proporcional al grosor de dichacapa, lo que lleva a un decrecimientoexponencial de la intensidad.

Aquí, μ = n×σ es el coeficiente de absorción, medido en cm–1, n el número de átomos por cm3 en el material, σ elespectro de absorción en cm2 y d la delgadez del material en cm.Pasando a través de la materia, la radiación gamma principalmente ioniza de tres formas: el efecto fotoeléctrico, elefecto Compton y la creación de pares.• Efecto Fotoeléctrico: Se describe cuando un fotón gamma interactúa con un electrón atómico y le transfiere su

energía, expulsando a dicho electrón del átomo. La energía cinética del fotoelectrón resultante es igual a la energía del fotón gamma incidente menos la energía de enlace del electrón. El efecto fotoeléctrico es el mecanismo de transferencia de energía dominante para rayos x y fotones de rayos gamma con energías por debajo

Rayos gamma 146

de 0.5 MeV (millones de electronvoltios), pero es menos importante a energías más elevadas.• Efecto Compton: Se refiere a la interacción donde un fotón gamma incidente hace ganar suficiente energía a un

electrón atómico como para provocar su expulsión. Con la energía restante del fotón original se emite un nuevofotón gamma de baja energía con una dirección de emisión diferente a la del fotón gamma incidente. Laprobabilidad del Efecto Compton decrece según la energía del fotón se incrementa. El Efecto Compton seconsidera que es el principal mecanismo de absorción de rayos gamma en el rango de energía intermedio entre100 keV a 10 MeV (Megaelectronvoltio), un rango de energía que incluye la mayor parte de la radiación gammapresente en una explosión nuclear. El efecto Compton es relativamente independiente del número atómico delmaterial absorbente.

• Creación de pares: Debido a la interacción de la fuerza de Coulomb, en la vecindad del núcleo, la energía delfotón incidente se convierte espontáneamente en la masa de un par electrón-positrón. Un positrón es laantipartícula equivalente a un electrón; tiene la misma masa y una carga de igual magnitud pero de signo opuestoque la carga de un electrón. La energía excedente del equivalente a la masa en reposo de las dos partículas (1,02MeV) aparece como energía cinética del par y del núcleo. El positrón tiene una vida muy corta (sobre 10–8

segundos). Al final de su periodo, se combina con un electrón libre. Toda la masa de estas dos partículas seconvierte entonces en dos fotones gamma de 0,51 MeV de energía cada uno.

Los electrones secundarios (o positrones) producidos en cualquier de estos tres procesos, frecuentemente tienenenergía suficiente para producir muchas ionizaciones hasta el final del proceso.La absorción exponencial descrita arriba se mantiene, estrictamente hablando, solo para un rayo estrecho de rayosgamma. Si un rayo más ancho de rayos gamma pasa a través de un fino bloque de hormigón, la dispersión en loslados reduce la absorción.A menudo, los rayos gamma se presentan entre otras formas de radiación, como la alfa o la beta. Cuando un núcleoemite una partícula α o β, a veces el Producto de desintegración queda excitado pudiendo saltar a un nivel de energíainferior emitiendo un rayo gamma, de igual manera que un electrón atómico puede saltar a un nivel de energíainferior emitiendo luz visible o radiación ultravioleta.

Esquema de Descomposición de 60Co.

Las posibles formas de radiación electromagnética son los rayosgamma, los rayos X, la luz visible y los rayos UV (UVA y UVB,siendo éstos últimos más energéticos). La única diferencia entre elloses la frecuencia y por lo tanto, la energía de los fotones, siendo losrayos gamma los más energéticos. A continuación se muestra unejemplo de producción de rayos gamma.

Primero 60Co se descompone en 60Ni excitado:

Entonces el 60Ni cae a su estado fundamental emitiendo dos rayos gamma seguidos uno del otro.

Los rayos gamma son de 1,17 MeV y 1,33 MeV respectivamente.Otro ejemplo es la descomposición alfa de 241Am para producir 237Np. Esta descomposición alfa esta acompañada por una emisión gamma. En algunos casos, esta emisión gamma es bastante simple (por ejemplo, 60Co/60Ni), mientras que en otros casos como con (241Am/237Np y 192Ir/192Pt), la emisión gamma es compleja, revelando que una serie de distintos niveles de energía nuclear pueden existir. El hecho de que un el espectro alfa puede tener una serie de diferentes picos con diferentes energías, refuerza la idea de que muchos niveles de energía nuclear son

Rayos gamma 147

posibles.Debido a que una descomposición beta esta acompañada de la emisión de un neutrino que a su vez, resta energía, elespectro beta no posee líneas definidas, sino que es un pico ancho. Por lo tanto, de una única descomposición beta noes posible determinar los diferentes niveles energéticos encontrados en el núcleo.En óptica espectrópica, es bien conocido que una entidad que emite luz, también puede absorber luz de la mismalongitud de onda (energía del fotón). Por ejemplo, un llama de sodio puede emitir luz amarilla y además, puedeabsorber luz amarilla de una lámpara de vapor de sodio. En el caso de los rayos gamma, se puede observar en laespectroscopia Mössbauer, donde se puede obtener una corrección para la energía perdida por el retroceso del núcleoy las condiciones exactas para la absorción de los rayos gamma a través de la resonancia.Esto es similar a efecto Frank Condon visto en óptica espectroscópica.

UtilizaciónLa potencia de los rayos gamma los hace útiles en la esterilización de equipamiento médico. Se suelen utilizar paramatar bacterias e insectos en productos alimentarios tales como carne, setas, huevos y verduras, con el fin demantener su frescura.Debido a la capacidad de penetrar en los tejidos, los rayos gamma o los rayos X tienen un amplio espectro de usosmédicos, como la realización de tomografías y radioterapias. Sin embargo, como forma de radiación ionizante,tienen la habilidad de provocar cambios moleculares, pudiendo tener efectos cancerígenos si el ADN es afectado.A pesar de las propiedades cancerígenas, los rayos gamma también se utilizan para el tratamiento de ciertos tipos decáncer. En el procedimiento llamado cirugía gamma-knife, múltiples rayos concentrados de rayos gamma sondirigidos hacia células cancerosas. Los rayos son emitidos desde distintos ángulos para focalizar la radiación en eltumor a la vez que se minimiza el daño a los tejidos de alrededor.Los rayos gamma también se utilizan en la medicina nuclear para realizar diagnósticos. Se utilizan muchosradioisótopos que emiten rayos gamma. Uno de ellos es el tecnecio-99m. Cuando se le administra a un paciente, unacámara gamma puede utilizar la radiación gamma emitida para obtener una imagen de la distribución delradioisótopo. Esta técnica se emplea en la diagnosis de un amplio espectro de enfermedades, por ejemplo, en ladetección del cáncer de huesos.Los detectores de rayos gamma se emplean a menudo en Pakistán como parte del Container Security Initiative(Iniciativa de Seguridad en Contenedores de Carga, por sus siglas en inglés). Estas máquinas tiene por objetivoescanear los contenedores de mercancía que llegan vía marítima antes de que entren a los puertos de E.E.U.U paraprevenir el ingreso de artículos peligrosos, o carga no deseada; o la detección temprana de bombas o narcóticos enestos contenedores, con un valor aproximado de 5 millones de dólares, pueden escanear alrededor de 30contenedores por hora.

Referencias• http:/ / www. eluniversal. com. mx/ graficos/ animados/ videos/ videoya. html

Véase también• Telescopio MAGIC• Desintegración radiactiva• Fotón• Radiación electromagnética• Núcleo atómico• Medicina nuclear

Rayos gamma 148

• Gammacámara• Protección radiológica• Percepción de cronos• Hulk• Gamma Ray

Enlaces externos• Wikcionario tiene definiciones para rayos gamma.Wikcionario• Rayos gamma [1] reportaje documental del programa tesis.• Astronomía de altas energías: rayos X, rayos gamma y rayos cósmicos [2]

Predecesor:Rayos X

Rayos gammaLon. de onda: 10−11 m → 0Frecuencia: 3×1019 Hz → ∞

Sucesor:Radiación cósmica

Referencias[1] http:/ / www. cedecom. es/ cedecom-ext/ noticia. asp?id=801[2] http:/ / www. ugr. es/ ~ute/ Rayos-x-y-gamma. pdf

RadioisótopoSe llama radioisótopo a aquel isótopo que es radiactivo. La palabra isótopo, del griego "en mismo sitio", se usa paraindicar que todos los tipos de átomos de un mismo elemento se encuentran en el mismo sitio de la tabla periódica.Los átomos que son isótopos entre sí, son los que tienen igual número atómico (número de protones en el núcleo),pero diferente número másico (suma del número de neutrones y el de protones en el núcleo). Los distintos isótoposde un elemento, difieren pues en el número de neutrones. Hay varios tipos de isotopos los cuales aun no tienen unnombre fijo ya que cambian constantemente.

Véase también• Periodo de semidesintegración• Radiactividad

Deuterio 149

Deuterio

Tritio - Deuterio - Protio

Tabla completa

General

Nombre, símbolo, número Deuterio, 2H, 2

Serie química no metales

Grupo, periodo, bloque 18, 1, p

Densidad, dureza Mohs 0,1785 kg/m³, sin datos

Apariencia Incoloro

Propiedades atómicas

Masa atómica 2,01355321270 u

Radio medio† Sin datos

Radio atómico calculado 31 pm

Radio covalente 32 pm

Radio de Van der Waals 140 pm

Configuración electrónica 1s1

Estados de oxidación (óxido) 0 (desconocido)

Estructura cristalina Hexagonal

Propiedades físicas

Estado de la materia Gas

Punto de fusión 0,95 K (26 atm)

Punto de ebullición 4,22 K

Entalpía de vaporización 0,0845 kJ/mol

Entalpía de fusión 5,23 kJ/mol

Presión de vapor No aplicable

Velocidad del sonido 970 m/s a 293.15 K

Información diversa

Electronegatividad Sin datos (Pauling)

Calor específico 5193 J/(kg·K)

Deuterio 150

Conductividad eléctrica Sin datos

Conductividad térmica 0,152 W/(m·K)

1erPotencial de ionización 2372,3 kJ/mol

2º Potencial de ionización 5250,5 kJ/mol

Valores en el SI y en condiciones normales(0 °C y 1 atm), salvo que se indique lo contrario.

†Calculado a partir de distintas longitudesde enlace covalente, metálico o iónico.

El deuterio, cuyo símbolo es 2H, es un isótopo estable del hidrógeno que se encuentra en la naturaleza con unaabundancia del 0,015% átomos de hidrógeno (uno de cada 6500). El núcleo del deuterio está formado por un protóny un neutrón (el hidrógeno tiene un solo protón). Cuando el isótopo pierde su electrón el ion resultante recibe elnombre de deuterón.El deuterio también recibe el nombre de hidrógeno pesado. Se puede nombrar como 2H o como D. Aunque no es unelemento diferenciado en el sentido estricto (es hidrógeno), la diferenciación entre las propiedades de los isótopos estanto más acusada cuanto más ligero sea el elemento químico al que pertenecen. En el caso del deuterio lasdiferencias son máximas ya que tiene el doble de masa atómica que el hidrógeno.El deuterio fue detectado por Harold Clayton Urey, un químico de la Universidad de Columbia. Urey ganó, en 1934,el Premio Nobel de química por este trabajo.La existencia del deuterio en la tierra, otras partes del Sistema Solar (según lo confirmado por las sondasplanetarias), y en los espectros de estrellas, es un dato importante en cosmología. La fusión estelar destruye eldeuterio y no hay procesos de creación naturales conocidos con excepción de la nucleosíntesis primordial, que pudohaber producido el deuterio en una abundancia cercana a la natural observada en este elemento. Esta abundanciaparece ser una fracción muy similar a la del hidrógeno, dondequiera que se encuentre este. Así, la existencia deldeuterio es una de las discusiones a favor de la teoría del Big Bang en vez de la teoría del estado estacionario deluniverso. El deuterio combinado con el oxígeno forma agua pesada.

Representación 3D animada de un deuterio.

Aplicaciones del deuterio

El deuterio es útil en los procesos de fusión nuclearjunto con el tritio debido a la gran sección eficaz dela reacción. También se experimenta con él en otrasreacciones como la deuterio + deuterio o deuterio +helio-3.

En química y bioquímica, el deuterio se utiliza comotrazalíneas isotópico no radiactivo en moléculas paraestudiar reacciones químicas y cambios metabólicos,debido a que químicamente se comportasemejantemente al hidrógeno ordinario, pero puedeser distinguido del hidrógeno ordinario por su masa,usando espectrometría de masa o espectrometría

infrarroja.

Deuterio 151

AntideuterioEl antideuterio es la contraparte del deuterio (isótopo del hidrógeno con un neutrón más).Está conformado por antipartículas, un antiprotón en el núcleo, un positrón orbitando al mismo núcleo y un neutrontambién en el núcleo.

Véase también• Agua pesada• Fusión nuclear• Hidrógeno• Isótopo• Lámpara de deuterio• Tritio

Agua pesadaSe denomina agua pesada a una molécula de composición química equivalente al agua, en la que los átomos dehidrógeno son sustituidos por deuterio; un isótopo pesado del hidrógeno.La fórmula química del agua deuterada, óxido de deuterio o agua pesada es: D2O o 2H2O. La fórmula química delagua tritiada, óxido de tritio o agua superpesada es:T2O o 3H2O. Como ya se ha indicado, esta forma es radiactiva.Además hay otras variedades isotópicas como: agua semipesada cuya fórmula química es HDO, DHO o 1H2H O. yuna forma sin nombre que correspondería a un "agua semi - superpesada", a veces llamada agua tritiada, cuyafórmula química es HTO, THO o 1H3H O. Esta forma es radiactiva. También es de suma utilidad para detectores deneutrinos como el kamiokande.

PropiedadesEsta diferencia en los elementos del núcleo modifica algunas de sus propiedades físicas, tales como la densidad o elpunto de ebullición. El agua pesada se encuentra presente, en pequeñas cantidades, mezclada con el agua normal, ypuede ser separada de ésta por destilación fraccionada. También se puede separar del agua por absorción conamoníaco que contenga deuterio.

Propiedad D2O (agua pesada) H

2O (agua común)

Punto de fusión (°C) 3,82 0,0

Punto de ebullición (°C) 101,4 100,0

Densidad (a 20 °C, g/mL) 1,1056 0,9982

Temp. de máxima densidad (°C) 11,6 4,0

Viscosidad (a 20 °C, centipoise) 1,25 1,005

Tensión superficial (a 25 °C, dyn•cm) 71,93 71,97

Entalpía de fusión (cal/mol) 1,515 1,436

Entalpía de vaporización (cal/mol) 10,864 10,515

pH (a 25 °C) 7,41 7,00

Agua pesada 152

Moderador en fisión nuclearLa principal aplicación tecnológica del agua pesada ha sido como moderador en los procesos de fisión nuclear, por loque se convirtió en una sustancia estratégica durante el desarrollo de los primeros reactores nucleares.Durante la Segunda Guerra Mundial, los aliados emprendieron un conjunto de acciones directas para impedir elacceso de los nazis al agua pesada (véase la Batalla del agua pesada). Hoy en día ha perdido parte de su importancia,al utilizarse también como moderadores en las centrales nucleares otros materiales como el agua normal o el grafito.

Plantas productoras•  Argentina es el principal productor y exportador, produciendo en una planta con capacidad de 200 t/año; está

ubicada en Arroyito (provincia de Neuquen), operada por la empresa estatal ENSI.•  Estados Unidos produjo agua pesada hasta la década de 1980.•  Canadá fue el mayor productor mundial hasta el cierre de la planta de agua pesada en 1997.•  Noruega: La compañía Norsk Hydro inauguró en 1934 la primera planta comercial de producción en el

mundo.•  India es el segundo mayor productor de agua pesada a través del Heavy Water Board.•  Rumania produce agua pesada en la planta Drobeta Girdler Sulfide y exporta ocasionalmente.•  Francia operó una pequeña planta hasta 1970.•  Reino Unido: en 1958 exportó 20 t a Israel.,

Fuentes y contribuyentes del artículo 153

Fuentes y contribuyentes del artículoEnergía nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44933235  Contribuyentes: 2pamela, 4lex, A ver, A*M*S*S*.11, Abgenis, Achury, Adryitan, Aibdescalzo, Airunp, AlbertoSalguero, Aleuze, Alfredobi, Alhen, Aloriel, Amadís, Andreateletrabajo, Angel GN, Antur, Antón Francho, Any Rand, Armando-Martin, Armandoballen, Asdasd123, Axxgreazz, B123459876,BL, Baiji, Balderai, Banfield, Beto29, BlackBeast, Buddy Foster, CASF, Camilo, Camima, Carlosediazp, Cmaneiromer, Cobalttempest, Comae, Comakut, CommonsDelinker, Cratón, Cucaracha,DaniDa, Danielba894, Dark seiya, David0811, Davorxp, DerHexer, Dermot, Dferg, Diego Rivera, Diegusjaimes, Dove, Ecemaml, Edslov, Eduardosalg, El Ayudante, El Clarin, El Moska, Elweon, Emijrp, Eric, Escarlati, Estonofunciona, Euratom, FAR, Feliciano, Felipealvarez, Feministo, Fernando de Miguel, Filipo, Fjsalguero, Foundling, Fractalside, Fran89, FrancoGG, Gaeddal,Gaius iulius caesar, Galandil, García Cano, Ghon tala, Gilliano, HUB, Hahaha92, Hispalois, House, Humberto, Hyarmendel, Ibiltari, Icvav, Ijayala, Ingolll, Integral Momento Dipolar, Isha,Jaap1123, Jarfil, Javierito92, Jewbask, Jgaray, Jjafjjaf, Jjvaca, Jkbw, JorgeGG, Joseaperez, Joselarrucea, Juanma 312008, Julie, KES47, Kmilon645, Kved, LMLM, LadyInGrey, Lagutica2, LauraFiorucci, Leonpolanco, Libertad y Saber, Lips0910, Llull, Locutus, Lon Abirisain, Lucien leGrey, Mac, Macalla, Macarrones, Macu Rguez, Magister Mathematicae, Maldoror, Maleiva,Manlolsarroc, Manuel Trujillo Berges, Manwë, Maritoperez, Matdrodes, Melocoton, Miik Ezdanitofff, Mike3050, Mion, Mitdem, Mjuarez, Montehermoso-spain, Montgomery, Moriel,Mortadelo2005, Muro de Aguas, Mutari, Netito777, Nicadapa, Nihilo, Nixón, Nuvem, Obelix83, Odarp, Onofre sancho, Ooscarr, Opereznavarro, Oscar ., Otama, P.o.l.o., Pan con queso, Paz.ar,PeiT, Pelix, Pencho15, Petronas, Petruss, Platonides, PoLuX124, Poco a poco, Polinizador, Ppja, Queninosta, RPA, Racso, Raystorm, Restaurado, Retama, Rjgalindo, Roberpl, Rodrigo,Rosarinagazo, RoyFocker, Rrmsjp, Rumpelstiltskin, Rαge, SaeedVilla, Saloca, Santhy, Santiperez, Savh, Suki77, Super braulio, SuperTusam, Surfsurfsurf, Taichi, Tano4595, Taty2007,Technopat, Tirithel, Tony Rotondas, Tortillovsky, Tostadora, Trarsheise, Txo, Txuspe, Un Mercenario, Usspf, Utanari, Vic Fede, Vitamine, Wesisnay, Will vm, Xenoforme, Xinese-v, Yago AB,Yeza, Zheto.21, 761 ediciones anónimas

Reactor nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44970445  Contribuyentes: 3coma14, Af3, Alexav8, Antur, Artheliane, Cinabrium, Deleatur, Diegusjaimes, Diosa, ElAyudante, Emiduronte, Estonofunciona, Euratom, Eustanacio IV, FAR, Fambroggio, Feministo, Fractalside, Gaeddal, HUB, Heavy, Ingolll, JMPerez, Jarisleif, Jgaray, Johnbojaen, JorgeGG,Joseaperez, Kaninchen, Latysheva, Locutus, Lucien leGrey, Mafores, Maltusnet, Mcastanon, Melocoton, Migp, Montgomery, Mortadelo2005, Muro de Aguas, Natxet, Neurotronix, Paz.ar, Poco apoco, Raulshc, RoyFocker, Rsg, Sanbec, Sincefalastrum, Tano4595, Technopat, Template namespace initialisation script, Tostadora, Umbriel, Vitamine, Xenoforme, Xerpa27, 172 edicionesanónimas

Central nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44961611  Contribuyentes: 4lex, Abcmario, Alexquendi, Andreasmperu, Ariss, Armandoxdewew, Açipni-Lovrij, Baiji,Barcex, BorjaGF, BuenaGente, Caca2223443535, Cansado, Carmin, Cinabrium, Comakut, Corsica, Crak3rs, Cristianrock2, David0811, Diegusjaimes, Dodo, Dorieo, Edslov, Egaida, ErKomandante, Estonofunciona, Euratom, Filipo, Galaxy4, Gallowolf, Grillitus, HUB, Ibiltari, Imaginateca, Ingolll, Isha, JA Galán Baho, JMPerez, JMperez, Japuchi, Jarke, Javierito92, JeyJey209,Jgaray, Jhoropopo, JorgeGG, Joseaperez, Keres, Kizar, Letxau, Lips0910, Lon Abirisain, Maldoror, Mansoncc, Manuelt15, Mariano mario06, Matdrodes, Mirir, Monte Argentario, Montgomery,Moriel, Mortadelo2005, Mrexcel, Mónica Fayolle, Neurotronix, Nilderson, Oblongo, Opereznavarro, Oteros2000, PACO, Paintman, Pan con queso, PayoMalayo, Peejayem, Petronas,Posible2006, Pêyo, Raymond Cruise, Retama, Ricky77, RoyFocker, Santy1789, Sauron, Sergio Eg, Slastic, Snakefang, Sonsaz, Sueiras, Superblack, Tano4595, Tarantino, Technopat,Telemonica, Tello gonzalez de aguilar, Tirithel, Tomatejc, Tostadora, Txuspe, Té y kriptonita, Utanari, Van Der Spiegel, Xenoforme, Zeno Gantner, 313 ediciones anónimas

Escala Internacional de Accidentes Nucleares  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44966519  Contribuyentes: Dangelin5, Emilianotg, Eustanacio IV, Farquis, Fxtorres,Gallowolf, Jgaray, Kabri, Kizar, Kurrop, L&T2, Marcosm21, Mortadelo2005, Moustique, Oblongo, Richardo cl, Sebastianalmaraz, Silver Spoon, Superzerocool, Tano4595, 40 edicionesanónimas

Accidente nuclear de Fukushima I  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44966866  Contribuyentes: Aleuze, Alexav8, Amontero, Antón Francho, ArwinJ, Bsea, CARLOSTEIXIDOR CADENAS, Chiri83, Dorieo, Drayy, Dura-Ace, Edocastillo, El Moska, Elimedina, Erick1984, Escarlati, Faelomx, Farquis, Fedaro, Fxtorres, Gallowolf, GermanX, Gonzalo Barraza,LP, Leiro & Law, Lucien leGrey, Mabadia71, Morini, Nachosan, Nesnad, Nicholasraul, Reynaldo Villegas Peña, Sageo, Sergio Andres Segovia, Sergiportero, Signifer, Taichi, Txo, Uruk, 73ediciones anónimas

Accidente de Chernóbil  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44968128  Contribuyentes: .Sergio, A ver, Addicted04, Airunp, Airwolf, Albertruda, Albion2112, AldanaN,Alejandro24, Alexcalamaro, Alfonso", Alfredobi, Algarroboycurro, Alhen, Aloneibar, Aloriel, Andreasmperu, Andrewcviolic, Angus, Antur, Anubis-mx, Asfsdfasdf, Barteik, Belb, Belgrano,Bertie Wooster, Beto29, Bigsus, Bizkaino, Blackrevenge, BorjaGF, Box boni, Bucephala, C Adonay, CANCER ONE, Caca2223443535, Camima, Cantus, Carabo, Carlos Ignacio García Rosas,Chakana, Cinabrium, CommonsDelinker, Csador del saber, Ctrl Z, Daniblanco, Dark, Darz Mol, Deco28, Deleatur, Diegusjaimes, Dodo, Donpirracas, Dorieo, Dreitmen, Durero, Eamezaga,Ediazrod, Edupedro, El Varito, Eli22, Elultimolicantropo, Elwikipedista, Emiduronte, Epiovesan, Erick1984, Estonofunciona, Euratom, Eustanacio IV, Exorcista, Expendable, Faelomx, Fejamar,Felipealvarez, Fernando Estel, Fernando de Miguel, Ferragud, Fev, Fhitzfelder, Fitoschido, Francisco97, Furti, Gaeddal, Gaijin, Gaius iulius caesar, Galandil, Germanicus, Gerwoman, Gkouric,Gringo Desconocido, Gsrdzl, Guay, Guitarraelectrica, Gvv101, HUB, Hardland, Hari Seldon, Hispa, Hispalois, Homo logos, Hprmedina, Humberto, Ialad, Ingolll, Isha, Itzigaya, JLSBCG,Jajajajjaa, Jarfil, Javierme, Jbds, Jdvillalobos, Jgaray, Jgrullon88, Jjafjjaf, Jjvaca, John "soap" mctavish, JorgeGG, JoseAlcoy, Joseaperez, Josejlucas, Jsanchezes, Julimortx, Keres, Khiari,KnightRider, Korrector, L'Américain, LUIS RICARDO AGUILAR CARRERA, Lambroso, Laura Fiorucci, Leugim1972, Lin linao, Linfocito B, Link58, Linkgold, Loco085, Lopezmts, Lordsito,Lost 1715, Luis junco, MaeseLeon, Mafores, Magnus Colossus, Maldoror, Manuel González Olaechea y Franco, Manwë, Marco94, Matdrodes, Maugemv, Metromurcia, Miguel, Millars, Mirir,Mitrush, Montgomery, Mortadelo2005, Morza, Mpeinadopa, Mrexcel, Muro de Aguas, Nagul, Nicop, Nihilo, Nokia98, Nokia99, Patricio rengo, Petronas, PoLuX124, Poco a poco, Pownerus,Proto-japónico, Qhubbles, Quaid, Ranf, Rastrojo, Ravave, Retama, Roche, Rojasoscar1, Roquemontoya, Rosarinagazo, Rossoneri 100%, RoyFocker, Rsg, SaeedVilla, Sageo, SanchoPanzaXXI,Savh, Seba5618, Seranorfig5, Serg!o, Spirit-Black-Wikipedista, Super braulio, Superzerocool, Tano4595, Tegin, Tirithel, Tomatejc, Tony Rotondas, TorQue Astur, Troodon, Txo, Txuspe,Uno2Tres, Uny, Urko1982, Uruk, Varano, Varusso, Venconnosotros, Veralex, Vitamine, Walter closser, Wayfarer, Xatufan, Xenoforme, XxRooyxX, YjmoralesC, Yonseca, Zerosxt, Zeroth, 711ediciones anónimas

Accidente de Three Mile Island  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44970504  Contribuyentes: Aleuze, AlfonsoERomero, Barbara Westendorf, Cggff, D318, Echani,Enciclofurgo, Er Komandante, Eric, Euratom, Fadesga, Fev, Fvmeteo, Gepetto, Goldorak, Haf, Hgpaccio, Interwiki, Jgaray, Jorge c2010, Malditodia, Mirir, Moriel, Periku, Porao, Sfs90, Telifon,Urdangaray, Vivero, Zerosxt, 49 ediciones anónimas

Reactor CANDU  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44940570  Contribuyentes: Aleuze, Chitarroni, Cirdan, Diego Rivera, Dubrubru, Euratom, Heavy, JADelmas, LuisManson,Mister, Neurotronix, Tano4595, Uruk, 12 ediciones anónimas

Magnox  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=41264958  Contribuyentes: Aleuze, Equi, Garosuke, Isidro a h, JADelmas, Jgaray, Karlos666, Loveless, Mion, 2 ediciones anónimas

Reactor de agua a presión  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44915393  Contribuyentes: Aleuze, Alfredobi, Asimal, Diegusjaimes, Echani, Euratom, Gaijin, Goldorak, Ingolll,Joseaperez, Mirir, Morini, NebuchadnezzaR, Piojo1987, RPA, Slastic, Superzerocool, Taty2007, Uruk, Vivero, 24 ediciones anónimas

Reactor de agua en ebullición  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44965885  Contribuyentes: Aleuze, Alexav8, Antonsusi, Bajerovaquero, Basquetteur, Comakut, Echani,Euratom, HUB, Leonpolanco, Lon Abirisain, Mirir, Morini, Mutari, Neurotronix, Polvo estelar, RPA, RoyFocker, Slastic, Snakefang, Superzerocool, Totu, Txuspe, 31 ediciones anónimas

Reactor de sal fundida  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=34705140  Contribuyentes: Aleuze, Alexav8, Euratom, JADelmas, Tano4595

Reactor modular de lecho de bolas  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=42284152  Contribuyentes: Aleuze, CommonsDelinker, Euratom, Mercenario97

Reactor refrigerado por gas  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44884610  Contribuyentes: Aleuze, Barteik, Canyq, Euratom, Slastic, Urdangaray, 7 ediciones anónimas

Reactor reproductor rápido  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=43777986  Contribuyentes: Aleuze, Alkayata, Armando-Martin, Brigan, Emijrp, Euratom, JADelmas, Jose M.Piñeiro, Mirir, Pino, Slastic, Tano4595, Thunderbird2, 4 ediciones anónimas

UNGG  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=33645629  Contribuyentes: Aleuze, Eric, VCV, Varano

Fisión nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44959425  Contribuyentes: 1994mike18, Alhen, Alkayata, Ana uv, Antionio, Ascánder, Beto29, Bigsus, BorjaGF, Caiser,Camilo, Charlitos, Diegusjaimes, Diotime, Dmlambea, Dpeinador, Edmenb, Eli22, Er Komandante, Escarlati, Euratom, FrancoGG, Gaius iulius caesar, Galandil, Ingolll, Isha, Isidro a h,Jclerman, Jfmelero, Jkbw, Jorge c2010, JorgeGG, Joseaperez, Juanipicart, Juanma 312008, Julian Mendez, Karlos666, Kiroh, Laxmen, Leonpolanco, Loco085, Locutus, Lucien leGrey,MARC912374, Magister Mathematicae, Maldoror, Mansoncc, Marcelo2891, Matdrodes, Miguelixulo, Molomaniac, Montgomery, Moriel, Netito777, Pacomeco, Paintman, PhJ, Prietoquilmes,Ricardogpn, Rodrigo, SITOMON, Tano4595, Technopat, Valentin estevanez navarro, Xenoforme, Xvazquez, Youssefsan, Zeti ii, 203 ediciones anónimas

Fusión nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44959044  Contribuyentes: -jem-, 3coma14, Antur, Anv, Ascánder, Ceixeoida, Cookie, Diegusjaimes, Dpeinador, EL Willy, ElectronikWC, Emijrp, Er Komandante, Evanescent, Fanattiq, Fractalside, Franciscolasrozas, Jaskjaskjask, JorgeGG, Jorjum, Josemiguel93, Joseph Raymond, JuanKarAlves, Julian Mendez, Komputisto, Kved, LINKVERMILION, Locutus, Makete, Maldoror, Maleiva, Marcelo2891, Mario.raimondi, Marvelshine, Matdrodes, Mcetina, Mercenario97, Montgomery, Moriel, Muro de

Fuentes y contribuyentes del artículo 154

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Plutonio  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44734870  Contribuyentes: .Sergio, Alejandrocaro35, Açipni-Lovrij, Balderai, Carabo, Dodo, Eamezaga, Emijrp, Euratom, Furado,Galaxy4, GermanX, Gonzalez.K, Guay, Hispa, Ikertza, J.delanoy, JWBE, Jkbw, Joanjoc, Joseaperez, Jsanchezes, Jynus, Kuanto, Matdrodes, Mister, Moriel, Mralfredotv, Muro de Aguas, Mutari,Navazuelo, Neokaiser, Paz.ar, Petruss, Pintoandres90, Saperaud, Suruena, Template namespace initialisation script, Tomatejc, Untrozo, Vitamine, 53 ediciones anónimas

Isótopo  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44848021  Contribuyentes: 3coma14, 4lex, Alvaro qc, Amadís, Angel GN, Antón Francho, Arona, AstroNomo, Avsurrutia,Axxgreazz, Açipni-Lovrij, Banfield, Beaire1, Beta15, BlackBeast, Boja, Bryant1410, Bucephala, C'est moi, Camila Pumar, Cansado, Carmin, Cerato, Chuck es dios, Cinabrium, Cobalttempest,Ctrl Z, Descansatore, Dianai, Diegusjaimes, Documentoweb, Dodo, Dorieo, Eduardosalg, El loko, Eloy, Elsenyor, Emijrp, Erfil, Erikbejarano, Ernesto Graf, Espasmodico, Farisori, Fcr,Foundling, Ggenellina, Gonis, Gsrdzl, Guillebelloc, Götz, Hprmedina, Huhsunqu, Humberto, Ialad, Isha, Italian, JJohnson, Javierito92, Jclerman, Jkbw, Johnbojaen, Josell2, Kved, Lasai, Lascorz,Laura Fiorucci, Lourdes Cardenal, Lucien leGrey, Luis alberto arias, MILO, Mafores, Magister Mathematicae, Maldoror, Manuelt15, Markoszarrate, Matdrodes, Maveric149, Mercenario97,Montgomery, Moraleh, Moriel, Munozferna, Mutari, Netito777, Nioger, Nixón, Omega, Omegakent, Ortisa, Oscar ., Pabloallo, Petruss, PoLuX124, Powfile, Prito, Retama, Rodrigo, Rofellos,Saloca, Salvador alc, Sanmanuelse, Sauron, Snakefang, Snakeyes, Soulreaper, Tano4595, Tirithel, Titoxd, Tomatejc, Tryasta, Txuspe, Veon, Victor elias, Vitamine, Xenoforme, Xvazquez, Yeza,Yrithinnd, Zaich, Zufs, conversion script, 496 ediciones anónimas

Combustible nuclear  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44863841  Contribuyentes: 3coma14, Aleuze, Antur, David0811, Eric, Euratom, Goldorak, Heavy, JADelmas,Komputisto, Matdrodes, Mion, Mister, Mortadelo2005, Proximo.xv, Sabudis, Sinman, Tano4595, Thunderbird2, Txuspe, Uruk, Xandi, Yluna sol, 31 ediciones anónimas

Radiactividad  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44970715  Contribuyentes: .Sergio, Aalvial, Aida Ivars, Airunp, Alberto Lopez Viñals, Alexan, Alexav8, Alhen,Alphabravotango, Alvaro qc, Andreasmperu, Angel GN, Angus, Antur, Antón Francho, Armando-Martin, Arquen, Ars, Ascánder, Astrantia, AstroNomo, Baiji, Balderai, Bechristian95, Bigsus,BuenaGente, CaPiMitZu, Camilo, Carlosperezrobles, Cerato, Charlitos, Correogsk, Dangelin5, David0811, Davidmh, Davius, Dianai, Diegusjaimes, Dodo, Dossier2, Dvssolidaridad, Ecks,EduNavarro, Efegé, El Moska, Elduende, Elgrissom, Elliniká, Elphreaker, Estonofunciona, Euratom, FAR, Fernando Estel, Foundling, FrancoGG, Gerard 123, GermanX, Gothmog, Gravitonestupefacto, Grillitus, Gsrdzl, Gurgut, HUB, Heavyrock, Hispa, Hprmedina, Humberto, Ingolll, Japuchi, Jclerman, Jgaray, Jkbw, Jorge c2010, JorgeGG, Jorgechp, Julian Mendez, Jurgens,Klystrode, Kuanto, Kved, LP, Leall, Locutus, Locutus Borg, LuchoX, Magister Mathematicae, Maldoror, Manuelt15, Manwë, Marco94, Matdrodes, Moriel, Mortadelo2005, Morthylla, Muro deAguas, Museovirtual, Mute Erebus, NELS-adolesente, Netito777, Newrednight, Normantg, Nubetostada, Oscar ., Oso Pardo, Pacomeco, Palapa1995, Pedonasa, PedroMCh, PhJ, Pintoandres90,Pit, Platonides, PoLuX124, Qoan, Queninosta, Richy, Rjgalindo, Roberpl, Rodríguez.Gómez, Rondador, Rosarinagazo, RoyFocker, Sabbut, SrDGato, Super braulio, Superandrys, Tano4595,Tarantino, Technopat, Thunderbird2, Tirithel, Tomatejc, Tostadora, Tyncho04, Varano, Vikoaand2009, Vitamine, Warlok raider, Will vm, Xenoforme, Xvazquez, Yeza, Zufs, 533 edicionesanónimas

Partícula alfa  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44925439  Contribuyentes: 4e to 4e, 4lex, AstroNomo, Davidmh, Davius, Diegusjaimes, Emijrp, Engarbo, Gusbelluwiki,Ingolll, Julian Mendez, LuisArmandoRasteletti, Matdrodes, Netito777, PoLuX124, Ppfk, Rodríguez.Gómez, Sinman, Spacebirdy, Superandrys, Tano4595, Violetduffy, Xenoforme, Xvazquez,Youssefsan, 35 ediciones anónimas

Periodo de semidesintegración  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44930920  Contribuyentes: Barcex, Canyq, ElectronikWC, Fitoschido, GermanX, Ingolll, Jclerman, Kuanto,Locos epraix, Muro de Aguas, Raulul, Richy, Rodrigo, Tano4595, Txerokee, Untrozo, W, 39 ediciones anónimas

Rayos gamma  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44958827  Contribuyentes: 3coma14, Aitormoreno, Alphabravotango, Armando-Martin, AstroNomo, CSI MIAMI, Caritdf,Cobalttempest, Comae, Cookie, Davius, Deleatur, Diegusjaimes, Eli22, Euratom, Garosuke, Götz, Humberto, Indu, Inefable001, Ingolll, Jcortina, Jmcalderon, JorgeGG, Masterjazz, Matdrodes,Mercenario97, Muro de Aguas, Natanworking, Nickelbird, Ortisa, Pablillo, Petruss, Phirosiberia, PoLuX124, Programatesis, Rondador, Rumpelstiltskin, Sanbec, Spacebirdy, Suisui, Superandrys,Taichi, Template namespace initialisation script, Tirithel, Vitamine, Walter Martin Muchino, Walter closser, Wilfredor, Wricardoh, Xuankar, Yeza, Ánforas, 142 ediciones anónimas

Radioisótopo  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=42526938  Contribuyentes: Antón Francho, Arquen, Dianai, Diegusjaimes, Euratom, Fernando Estel, Greek, Grizzly Sigma,Ingolll, Jbls, Jclerman, JorgeGG, Kved, Luser, Moriel, Niqueco, OLM, Omega, Orco70, Oso Pardo, Paintman, PoLuX124, Roberpl, Rofellos, Tano4595, Xenoforme, Yrithinnd, 78 edicionesanónimas

Deuterio  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44883680  Contribuyentes: Akhram, Alebergen, Alefisico, Belgrano, Diegusjaimes, El Moska, Farisori, GermanX, Hujio23, Ikertza,Ingolll, Laura Fiorucci, Mcanes, Mercenario97, Muro de Aguas, Murphy era un optimista, Nous, Numbo3, Ogs1017, Onairam309, Ovillarroel, Palica, Pieter, Ricardo Oliveros Ramos,Rosarinagazo, Scarbrow, Shaqau, SpeedyGonzalez, Will vm, Xenoforme, 77 ediciones anónimas

Agua pesada  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?oldid=44941995  Contribuyentes: 3coma14, Airunp, Boeing 727, Carlos Molina Fisico, Chitarroni, Cinabrium, Cêsar, Dark Bane,Emiduronte, Fambroggio, Gcsantiago, GermanX, Gmagno, Greek, Ingolll, Jtico, Matdrodes, Muro de Aguas, Netito777, PRauda, PePeEfe, Raulmb, Rosarino, SpeedyGonzalez, Vitamine,Xenoforme, Yrithinnd, 50 ediciones anónimas

Fuentes de imagen, Licencias y contribuyentes 155

Fuentes de imagen, Licencias y contribuyentesArchivo:TrigaReactorCore.jpeg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:TrigaReactorCore.jpeg  Licencia: Public Domain  Contribuyentes: ChNPP, Pieter Kuiper, Tungsten,1 ediciones anónimasArchivo:Ikata Nuclear Powerplant.JPG  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Ikata_Nuclear_Powerplant.JPG  Licencia: Creative Commons Attribution-Sharealike 2.5 Contribuyentes: ChNPP, J o, Jappalang, Newsliner, Theanphibian, Vonvon, 7 ediciones anónimasArchivo:Susquehanna steam electric station.jpg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Susquehanna_steam_electric_station.jpg  Licencia: Public Domain  Contribuyentes:Original uploader was Garthhh at en.wikipediaArchivo:Centralnucleardelemoniz.JPG  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Centralnucleardelemoniz.JPG  Licencia: GNU Free Documentation License  Contribuyentes:User:FroblesArchivo:Henri Becquerel.jpg  Fuente: 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curve - common isotopes.svg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Binding_energy_curve_-_common_isotopes.svg  Licencia: Public Domain Contribuyentes: User:FastfissionArchivo:Fission product-en.svg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Fission_product-en.svg  Licencia: Creative Commons Attribution-Sharealike 3.0  Contribuyentes:User:KES47, User:MubsArchivo:Nuclear fission.svg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Nuclear_fission.svg  Licencia: Public Domain  Contribuyentes: User:FastfissionArchivo:Deuterium-tritium fusion.svg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Deuterium-tritium_fusion.svg  Licencia: Public Domain  Contribuyentes: User:WykisArchivo:Alpha Decay.svg  Fuente: http://es.wikipedia.org/w/index.php?title=Archivo:Alpha_Decay.svg  Licencia: Public Domain  Contribuyentes: User:InductiveloadArchivo:Beta-minus Decay.svg  Fuente: 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